1、文章编号：0258-0926(2023)02-0122-07;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0122Cr 涂层锆合金包壳模拟 LOCA 试验研究王占伟，严俊，彭振驯，任啟森，廖业宏，李思功，赵亚欢中广核研究院有限公司核燃料与材料研究所，广东深圳，518026摘要：2011 年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故（LOCA）工况下的安全性问题。为了探究新型 Cr 涂层锆合金包壳在 LOCA 工况下的性能，本研究针对物理气相沉积（PVD）工艺涂覆的1215 m 厚度 Cr 涂层 Zr-1Nb 合金包壳管，开展模拟 LOCA 工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验，氧化温
2、度为 1200 和 1300，单面氧化时间为 10 min 和 20 min，淬火温度约 800，之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现，在研究条件下，Cr 涂层未出现剥落，涂层完整；Cr 涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr2O3层，抑制 O 原子扩散至锆合金基体，阻止锆合金基体被氧化为 ZrO2层和-Zr(O)层，环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明，在本测试工况下 Cr 涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA 事故能力。关键词：Cr 涂层锆合金包壳；失水事故（LOCA）；高温蒸汽氧化；淬火；塑-脆性转变中图分类号：TL334文献标志码：AExperimental S
3、tudy of Cr-coated Zirconium Alloy Claddingunder Simulated LOCA ConditionsWang Zhanwei,Yan Jun,Peng Zhenxun,Ren Qisen,Liao Yehong,Li Sigong,Zhao YahuanDepartment of Nuclear Fuel&Material,China Nuclear Power Technology ResearchInstitute Co.,Ltd.,Shenzhen,Guangdong,518026,ChinaAbstract:The Fukushima nu
4、clear accident in Japan in 2011 exposed the inherent safetyproblems of traditional zirconium alloy fuel cladding under LOCA conditions.To investigate theperformance of a new Cr-coated zirconium alloy cladding under LOCA conditions,hightemperature steam oxidation and quenching experiments under simul
5、ated LOCA conditions arecarried out for 1215 m thick Cr-coated Zr-1Nb alloy cladding tube coated by physical vapordeposition(PVD)process,the oxidation temperature and oxidation time were 1200,1300 and10 min,20 min,respectively,the quenching was performed around 800,then ring compressiontest was perf
6、ormed for the quenched tube.The results indicated that no spalling was found for Crcoatings under experiment conditions,intense Cr2O3 layer which formed on the outer surface of Cr-coated tube retarded the diffusion of O into zirconium substrate,protecting the zirconium alloy fromoxidized into ZrO2 a
7、nd-Zr(O)layers,Cr-coated zirconium-alloy cladding remained ductile afterquenching.It can be concluded that Cr-coated Zirconium alloy behaves better than traditionalZirconium alloy under the experimental conditions.Key words:Cr-coated zirconium alloy cladding,Loss of coolant accident (LOCA),Hightempe
8、rature steam oxidation,Quenching,Ductile-to-brittle transition 收稿日期：2022-05-17；修回日期：2022-12-04作者简介：王占伟（1987），男，硕士研究生，现主要从事核燃料性能分析及燃料材料试验研究，E-mail:zhanwei_ 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023 0 引言轻水堆锆合金燃料体系已被应用数十年，其安全性、可靠性及综合性能一直被不断优化。然而，2011 年福岛核事故中锆合金包壳迅速氧化
9、失效，产生大量氢气和热量，导致氢气爆炸和堆芯熔化，造成放射性物质大规模释放，暴露出传统锆合金燃料体系在事故状况下明显的缺陷和不足。此后，国内外核工业界纷纷启动事故容错燃料（ATF）研发工作。与传统燃料体系相比，ATF 能够长时间容忍堆芯失水事故（LOCA），并在正常运行工况下提高或维持燃料性能1。ATF 概念主要涉及新型核燃料及包壳材料，如高性能 UO2芯块、涂层锆合金包壳、FeCrAl 合金包壳和 SiC 复合材料包壳等2-8。研究表明，Cr涂层锆合金包壳具备抗高温蒸汽氧化性能优异、耐腐蚀和耐磨蚀性能良好、工程应用难度较小等特点，成为近期主流 ATF 产品之一9-11。当前，核电巨头企业及相
10、关科研机构针对Cr 涂层锆合金包壳开展了广泛研究，如法国CEA 团队 Brachet 等人10,12-13针对物理气相沉积（PVD）制备的 Cr 涂层锆合金开展了一系列堆外关键性能研究，结果表明 LOCA 工况下 Cr 涂层锆合金包壳鼓胀或爆破口尺寸小于锆合金包壳，且 Cr 涂层能够有效阻止 O 扩散至锆合金基体，氧化速率常数比无涂层锆合金低大约 2 个数量级。美国西屋联合康斯威星大学麦迪逊分校针对冷喷涂工艺制备 Cr 涂层锆合金研究9,14表明：在10001200 蒸汽环境中 Cr 涂层氧化动力学曲线遵循抛物线规律，其具备良好的抗高温氧化性能。另外，韩国 KAERI 的 Kim 等人5,12
11、,15-16对 3D 激光工艺制备的 Cr 涂层锆合金包壳进行环向拉伸/压缩、高温爆破和高温蒸汽氧化试验，结果表明涂层-基体界面结合良好，力学试验后涂层未剥落，且 Cr 涂层具备优良的抗高温蒸汽氧化性能。基于美国原子能委员会（AEC）制定的核电厂失水事故安全准则17，包壳峰值温度（PCT）不应超过 1204，早期研究主要聚焦于 Cr 涂层锆合金包壳在 1200 条件下高温蒸汽氧化及淬火试验。然而，超设计基准事故（BDBA）工况下 PCT 高于 1204 时，Cr 涂层锆合金包壳高温失效行为复杂，缺乏相关研究。因此，为了更真实地模拟反应堆事故工况下包壳高温失效行为，评估涂层包壳维持结构完整性的能
12、力，本文重点研究在 12001300 氧化-淬火条件下 Cr 涂层锆合金包壳高温氧化和淬火塑-脆性转变行为，并从微观组织演变层面研究其失效机制，为 Cr涂层锆合金包壳 LOCA 安全准则制定提供技术支撑，同时为材料进一步优化设计提供依据。1 试验样品采用外径 9.50 mm、壁厚 0.57 mm、长度400 mm 的 Zr-1Nb 合金管为基体，通过 PVD 工艺制备 Cr 涂层，涂层厚度为 1215 m。通过金刚石线切割机截取数段 90 mm 长的涂层包壳样品，采用压力电阻焊将其两端焊接用于开展单面高温蒸汽氧化-淬火试验，焊接后的原始样品如图 1a 所示，包壳两端由锆合金端塞封装并焊接，焊缝
13、致密完整。图 1b 为 Cr 涂层微观截面和表面形貌，涂层均匀致密，表面无气孔和裂纹等疏松结构缺陷，同时，涂层与基体界面结合区域无裂纹、裂缝等缺陷。图 1c 的涂层表面划痕试验测试发现 Cr 涂层未开裂或剥落，进一步表明涂层与锆合金基体结合良好。a Cr 涂层锆合金包壳样品宏观图片b 微观截面及外表面c 微观划痕形貌 图 1 试验样品Fig.1 Test Sample王占伟等：Cr 涂层锆合金包壳模拟 LOCA 试验研究123 2 试验方法 2.1 高温蒸汽氧化-淬火试验通过中广核自主搭建 LOCA 装置开展系列高温蒸汽氧化-淬火试验，该装置使用高温电阻炉加热，均温区长度大于 200 mm，最
14、高设计温度1600；试样通过吊装系统送入及取出反应腔室，淬火方式采用底部喷水漫灌方式进行。温度测量使用 B 型高温热电偶，精度等级 II 级，蒸汽流量满足进行完全氧化的最低需求。高温氧化温度为 1200 和 1300，氧化时间为 10 min 和 20 min。进行试验时，先将试验样品放入装样仓，待反应腔室在蒸汽环境下温度稳定在 1200 或 1300 后，将试样吊入反应腔室进行等温氧化，反应时间为试样开始吊入反应腔室到等温氧化结束，等温氧化阶段结束后，试样自然缓慢冷却至约 800，然后由炉内底部喷水漫灌氧化样品，将试样淬火完成试验。2.2 微观表征采用 X 射线衍射仪（XRD）分析原始样品和
15、氧化样品表面物相，衍射角度为 10 90。通过电子扫描显微镜（SEM）二次电子模式和背散射电子模式表征高温氧化产物膜微结构特征及氧化层厚度等，并结合能谱仪（EDS,INCA）分析元素组成及分布。采用 SEM 表征环向压缩样品断口形貌，评估其断裂模式。2.3 环压试验高温蒸汽氧化-淬火试验后，目视检查试验样品，并切割为 8 mm 长圆环样品，通过万能试验机开展室温下环向压缩试验，位移速率为2 mm/min。反应堆事故工况下，再淹没阶段饱和温度为 135，本研究开展室温条件环向压缩试验以研究材料淬火塑-脆性转变行为，试验结果更具有保守性。3 试验结果及讨论 3.1 高温氧化-淬火试验结果不同工况的
16、高温氧化-淬火后宏观试样如图 2所示。从图 2 可以看出，在 1200、10 min，1200、20 min 及 1300、10 min 试验工况下，Cr 涂层锆合金包壳试样在经历高温蒸汽氧化-淬火热冲击后均能保持包壳的完整性，包壳表面Cr 涂层由试验前的亮银色经历蒸汽氧化变成暗黑色，Cr 涂层材料均未出现剥落，涂层完整。3.2 微观表征结果图 3 为原始样品和氧化-淬火样品表面 XRD图谱。可知，原始样品特征衍射峰位置主要为44.39、64.58和 81.72，分别对应体心立方晶体结构（BCC）Cr 金属的（110）、（200）和（211）晶面，其中（110）晶面存在择优取向。氧化后，Cr 金属衍射峰基本消失，完全转变为六方结构 Cr2O3衍射峰。可以注意到，未氧化和氧化样品均未探测到锆合金基体衍射峰，主要是由于涂层相对较厚（1215 m 左右）而 X 射线穿透深度较浅所致。a 1200、10 min 工况b 1200、20 min 工况c 1300、10 min工况 图 2 不同工况下高温蒸汽氧化-淬火后宏观试样Fig.2 Macrograph of Test Sample aft
