磁控濺射和多弧離子鍍制備Cr涂層Zr-4合金的微觀結構和抗高溫氧化性能

鄒 旸， 劉世宏

(1. 新疆新華水電投資股份有限公司， 新疆 烏魯木齊 830063；2. 南華大學 機械工程學院， 湖南 衡陽 421001)

鋯合金具有較小的熱中子吸收截面，對一回路冷卻劑有較好的耐蝕性能和機械加工性能等，被大量運用于輕水反應堆的燃料包殼。然而，2011年日本福島核事故中，由于喪失了冷卻水，堆芯溫度不斷升高，造成鋯合金在高溫環境下與水蒸汽劇烈反應產生大量氫氣，隨后的氫爆破壞了反應堆安全殼，造成大量放射性物質外泄。此后，在國際核燃料領域掀起了耐事故燃料(ATF)研究的熱潮，其目的是提高核燃料在事故工況下的安全性能。目前ATF研究的技術路線主要有兩條。一是開發一種可完全替代鋯合金包殼-UO2芯塊的全新的燃料體系，主要包括FeCrAl包殼[1-2]、SiC包殼[3]和UN芯塊[4]等技術途徑。二是在現有鋯合金包殼表面沉積抗高溫氧化的涂層，以形成涂層鋯合金包殼-UO2芯塊的核燃料體系，主要包括Cr涂層鋯合金包殼[5-9]、陶瓷涂層鋯合金包殼[10-12]和雙層涂層鋯合金包殼[13-14]等技術途徑。其中，Cr涂層鋯合金包殼的研究被認為是近期最有希望進入核電站商用運營的一種技術途徑，因此成為近十年來國際核燃料領域的研究熱點。

近年來，針對Cr涂層鋯合金包殼的研究主要集中在制備工藝研究、關鍵堆外性能研究等方面。其中，制備工藝研究包括探索可用于Cr涂層鋯合金包殼的制備工藝和制備工藝參數對Cr涂層鋯合金包殼性能的影響兩個方面。已探索的用于Cr涂層制備的工藝包括磁控濺射[15]、多弧離子鍍[16]、冷噴涂[17]和3D激光熔覆技術[18]等。……