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2023年10月10日
转载自微信公众号:【钨科学与技术】
原文链接:https://mp.weixin.qq.com/s/n7n58VNruYS1zXlEPGNYbQ
摘要
锆(Zr)合金具有低的热中子吸收截面、优异的耐腐蚀性以及良好的机械性能,被广泛用于制备核反应堆中的核燃料包壳。锆合金核燃料包壳存在高温蒸汽下迅速氧化导致包壳管失效加速的问题,因此为了防止核电站事故,进一步提升核反应堆的安全裕度,国际核能界在福岛核事故后提出了事故容错燃料(ATF)概念。ATF技术旨在利用抗高温氧化更优异的材料代替锆基燃料包壳或在锆基燃料包壳上加一层具有保护功能的表面涂层以大幅提升核燃料包壳的耐事故性能。铬(Cr)涂层熔点高(1907 ℃)、耐腐蚀性优异、热膨胀系数与Zr合金相近,在高温蒸汽下形成致密的具有保护基体性能的氧化铬,并且不改变反应堆中长久以来使用的UO2-Zr核燃料材料体系,被认为是近期可实现的、最具商业应用前景的涂层ATF技术。
近日,东京大学Hiroaki Abe教授课题组联合上海交通大学杨会龙副教授课题组采用脉冲激光沉积法(PLD)制备了Cr涂层锆合金,并利用掠射X射线衍射(GIXRD)和原位加热透射电镜(TEM)等方法研究了Cr涂层及Cr/Zr界面微观组织随温度的演变行为,并进一步阐明了温度对Cr涂层锆合金膜基界面热稳定性的影响规律。结果表明PLD制备的Cr涂层主要是由内层的非特定形状纳米晶粒层和外层的柱状晶层组成。300~400℃加热下开始观察到Cr涂层的再结晶行为,以释放涂层制备过程中引入的高应变;温度>400℃时,外层的柱状晶粒开始长大。此外,原位加热透射电镜观察到了在TEM样品中Cr/Zr界面上形成的空洞,这是由Cr-Zr界面的非对称互扩散和Cr涂层非晶态向晶体转变造成的。该工作发表于英文刊《Tungsten》上,标题为“Thermal stability of the Cr-coated zirconium alloy microstructure prepared by pulsed laser deposition”。
图文详情
图1 a PLD涂层制备原理示意图;b 沉积前和 c 沉积后的锆合金样品的表面形貌;d Cr涂层的横截面显微组织;e 和 f 分别表示图 d 中标记区域的选区电子衍射花样
图2 a 不同X射线入射角下Cr涂层锆合金样品的GIXRD结果;b 在200-600℃退火样品的GIXRD结果 (入射角为2°);c FWHM和晶粒尺寸随退火温度的变化。
图3 原位透射电镜观察Cr涂层在加热过程中的组织演变:a 加热过程示意图;b 加热过程中Cr/Zr界面的显微组织演变 (RT-460℃);c 加热过程中Cr涂层柱状晶区的显微组织演变。
总结与展望
该项工作,利用脉冲激光沉积法在锆合金基体上成功制备了厚度均匀、界面无空洞的Cr涂层,为Cr涂层锆合金ATF包壳的制备提供了一种新的制备技术方案。同时,结合GIXRD和TEM方法,采用原位和离位两种手段研究了Cr涂层及Cr-Zr界面在高温下的微观组织稳定性。研究结果对于揭示Cr涂层锆合金ATF包壳在长期高温服役工况下的涂层与膜基界面的组织与结构稳定性行为与机理提供了直接的数据参考,对于涂层ATF包壳的服役性能评价、服役行为理解与服役寿命预测奠定了必要的理论基础。
引用
Li, B., Yang, HL., Holmes, R. et al. Thermal stability of the Cr-coated zirconium alloy microstructure prepared by pulsed laser deposition. Tungsten (2023).
全文链接
https://link.springer.com/article/10.1007/s42864-023-00235-z