轻水堆包壳锆材服役环境下延寿策略及研究进展

• 作者: 仵康康 任莹莹 姚航航 曹国钦 胡俊华 袁改焕 邵国胜
• 来源期刊: 表面技术
• 学科: 工学
• 关键词: 包壳材料 锆合金 涂层 氧化腐蚀 抗辐照 元素迁移
• 年，卷（期）: 2019,（11）
• 所属期刊栏目: 特邀综述
• 页码范围: 69-81
• 页数: 13页
• 分类号: TG174.4
• 字数: 10883字
• 语种: 中文
• DOI: 10.16490/j.cnki.issn.1001-3660.2019.11.007

摘要

综述了核反应堆用锆合金的涂层研究现状.主要论述了非金属类涂层、金属类涂层以及MAX相涂层.其中MAX相既具有金属的性质,又具有陶瓷的性质.分析了包壳材料服役环境下的腐蚀行为,包括正常工况下的过热水氧化腐蚀和含锂离子的水溶液腐蚀行为,同时也关注了离子辐照行为以及事故工况下的高温蒸汽腐蚀行为.现有涂层材料普遍具有局限性,研究多侧重于高温蒸汽腐蚀.出现了一些新材料,比如可形成致密氧化膜的MAX相、硅涂层等,但是其正常工况下的应用前景不明.相比而言,金属类涂层在抗腐蚀方面更具优势,然而其抗辐照行为和中子经济性尚待研究.目前单一涂层技术在满足抗辐照和中子经济性的基础上尚不足以同时满足正常工况和高温蒸汽下的抗腐蚀性和高稳定性.组合涂层或者多层膜技术逐步受到重视.多元涂层氧化过程中的元素迁移动力学行为以及涂层基体界面的微合金化对结合力的影响具有深远意义,目前该方面的研究有待突破.