核用锆合金包壳表面涂层制备及性能研究
编号:492
稿件编号:500 访问权限:仅限参会人
更新:2025-04-23 13:35:03 浏览:14次
特邀报告
摘要
自2011年福岛核电站事故之后,国内外的核能商业公司、研究所及高校纷纷开展耐事故燃料的研究,旨在解决目前现有的锆合金包壳‒二氧化铀燃料芯块体系在事故工况下所存在的安全性问题。在诸多耐事故燃料的选型中,往锆合金包壳表面喷涂保护性涂层这一理念不改变现有锆合金包壳设计,具有较低的研究开发成本,被认为是最有可能短期内实现工业化应用的耐事故燃料选型。本工作研究了Cr涂层锆合金在高温蒸汽中的恒温氧化及瞬态氧化行为,深入讨论了氧化机理,揭示了Cr涂层氧化过程中Cr2O3/Cr界面上孔洞的生成机制及孔洞的影响、基体中Zr和Sn两种元素的外向扩散机制及其扩散所引发的问题、在超设计基准事故下Cr涂层以及锆基体中的微观结构演变机制、Zr‒Cr共熔反应对Cr涂层锆合金氧化行为及失效行为的影响等。其次,本工作试图通过设计锆合金表面CrN涂层来解决Cr涂层中所存在的涂层与基体间元素互扩散的问题,并系统研究了CrN涂层在高温蒸汽中的氧化行为与涂层稳定性,深入讨论了CrN涂层氧化机理、氮气释放与扩散机制、涂层/基体界面微观结构演变机制等。最后,本工作试图通过超晶格结构的设计来提高氮化物涂层在高温下的热稳定性,并揭示了超晶格涂层在高温蒸汽中的分解机制及氧化机理。
关键字
锆合金,铬涂层,氮化物涂层,高温氧化,失效机制
发表评论