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电弧离子镀制备耐事故包壳材料厚Cr涂层及高温抗氧化性能 被引量：23
1
作者 胡小刚 董闯 +4 位作者 陈宝清 杨红艳 张瑞谦 谷伟 陈大民 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期207-219,共13页
目的在Zr-4包壳材料表面制备具有耐事故高温性能的抗氧化厚Cr涂层,保护Zr基体,以防止与高温水蒸汽反应。方法采用自主研发的φ155 mm大弧源电弧离子镀技术在Zr-4合金表面制备约20μm的Cr涂层,通过X射线衍射仪(XRD)分析氧化前后的物相变... 目的在Zr-4包壳材料表面制备具有耐事故高温性能的抗氧化厚Cr涂层,保护Zr基体,以防止与高温水蒸汽反应。方法采用自主研发的φ155 mm大弧源电弧离子镀技术在Zr-4合金表面制备约20μm的Cr涂层,通过X射线衍射仪(XRD)分析氧化前后的物相变化,通过扫描电子显微镜(SEM)和电子探针(EPMA)研究厚Cr涂层在不同温度下产生的多种缺陷,探究厚Cr涂层对Zr基体的防护机制。结果当涂层沉积速率>3μm/h,制备的Cr涂层均匀致密,结合力优异,具有柱状晶结构,可经受至少15.8%的形变量,其抗塑性形变能力优异。沉积Cr层样品经过1000、1100、1200℃氧化,保温1h后快速冷却至室温,厚Cr涂层分化为Cr Ox层、Cr_2O_3层、残余Cr层和Cr-Zr扩散层。经受苛刻条件(1200℃/3600 s)测试,除保持连续性的氧化层外,在基体上仍残余良好结合的6.8μm Cr层。氧化层两次开裂阻止基体被进一步破坏。Cr-Zr扩散层是由Zr元素向Cr涂层方向渗透生长的。1200℃时,在基体近表面处产生的大尺寸隆起,是由于在近表面处韧性β-Zr(O)相转变为脆性α-Zr相,以及Cr偏聚贫Sn造成的。残余Cr层的柱状晶结构会形成Zr-O扩散通道,对涂层最后失效将起关键作用。结论 Zr合金包壳材料镀覆20μm的Cr涂层具有充分的耐事故能力,在严苛的事故条件测试下,各缺陷均未能使Zr-4合金基体暴露,涂层能够形成有效壁垒,防止锆合金基体暴露造成核事故,阻止基体进一步被破坏。 展开更多
关键词 Cr涂层 厚膜 弧沉积 高温抗氧化 Zr-O通道 耐事故包壳材料
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锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为 被引量：1
2
作者 余施佳 赵庆敏 +3 位作者 杜沛南 庹靖义 张瑞谦 蔡振兵 《中国表面工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期10-20,共11页
为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用... 为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)探究Cr涂层的表面破坏行为。循环热冲击过程中,Cr涂层生成的氧化层有“自愈”效果,可以有效阻挡O进入锆合金基体,同时诱发Cr-Zr中间层的非均匀扩散。大量Cr元素的内部扩散会促使α-Zr(O)的生成。热冲击生成的裂纹大量分布于外部氧化层、非均匀扩散的中间层以及α-Zr(O)层。经过N=24次循环热冲击后,残余的Cr涂层仍然可以有效保护锆合金基体,避免Zr与大量O反应。通过将锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为分为三个阶段,进一步揭示了循环热冲击作用下锆合金Cr涂层的组织结构和抗热冲击性能的演变规律。 展开更多
关键词 Cr涂层 锆合金 热冲击 高温氧化 耐事故包壳材料
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压水堆候选耐事故包壳材料对控制棒价值的影响分析
3
作者 倪东洋 吴文斌 +1 位作者 魏彦琴 刘琨 《科技创新导报》 2015年第31期91-93,共3页
该文针对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、Fe Cr Al、APMT和Si C开展控制棒价值的影响分析。从分析结果可以看出,与锆包壳相比,候选包壳材料本身对控制棒价值影响较小,约-1.0%~2.5%;对于铁基包壳,为保证与锆包壳相同的循环寿期,需要的... 该文针对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、Fe Cr Al、APMT和Si C开展控制棒价值的影响分析。从分析结果可以看出,与锆包壳相比,候选包壳材料本身对控制棒价值影响较小,约-1.0%~2.5%;对于铁基包壳,为保证与锆包壳相同的循环寿期,需要的最小燃料富集度增加量约0.71wt%,由此导致的控制棒价值显著减少（大于10%）,远大于包壳材料本身对控制棒价值的影响。从中子经济性以及由此带来的对控制棒价值影响的角度,给出了耐事故燃料候选包壳的优先顺序。 展开更多
关键词 耐事故包壳材料 控制棒价值 压水堆
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压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析 被引量：2
4
作者 倪东洋 李满仓 +1 位作者 吴文斌 孙伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S2期14-16,共3页
对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度... 对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。 展开更多
关键词 候选耐事故包壳材料 中子经济性 压水堆
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