孫國成,張國梁,陳劉濤,陳孝陽
(中廣核研究院有限公司,廣東 深圳 518000)
鋯合金包殼是核燃料組件的關鍵元件,在核電站一回路水的流致振動作用下,鋯合金包殼與其夾持格架或堆內異物發生微動磨損是導致核燃料棒破損的主要形式之一。對鋯合金包殼進行表面預處理形成抗磨損性能較好的氧化鋯陶瓷層是降低微動磨損失效的可行性技術。鋯在高溫空氣中容易與氧反應形成氧化鋯陶瓷層,因此對鋯合金進行高溫空氣熱氧化處理是一種經濟、高效的表面改性方法。人們已經在石油化工用工業級鋯合金[1]和骨科關節用鋯合金方面[2-4]開展了鋯合金熱氧化的探索,但是關于核燃料組件用鋯合金包殼的熱氧化研究較少。核燃料組件常用的鋯合金包殼成分有Zr-Sn 系、Zr-Nb 系和Zr-Sn-Nb 系,且這些鋯合金包殼與工業級鋯合金、骨科關節用鋯合金的成分有較大的差別。合金成分對鋯合金表面氧化鋯陶瓷層的生長規律有顯著的影響,且氧化鋯陶瓷層的形成環境(溫度、介質)也是影響氧化鋯陶瓷層生長規律的關鍵因素[5-7]。目前,尚不清楚這3 種核級鋯合金包殼在高溫空氣中的氧化鋯陶瓷層生長規律。鋯氧化成氧化物的體積與金屬鋯體積之比(P.B 比)是1.56,鋯合金熱氧化成氧化鋯后體積增加,導致氧化鋯陶瓷層中有較大應力和缺陷,隨著氧化鋯陶瓷層厚度的增加,氧化鋯陶瓷層由致密變為疏松。為了提高鋯合金包殼的抗磨損性能,需要獲得厚度較大且致密的氧化鋯陶瓷層。……