基于原位反应的事故容错型锆合金包壳表面SiC/ZrC1-x梯度陶瓷改性研究

Accident tolerant fuel requires cladding to remain high performance under accident with ultra-high temperature, strong corrosion and strong irradiation. The best solution at this stage is surface modification of zircaloy with ceramics. As one of the most recognized reactor structural materials, SiC has excellent high temperature resistance, corrosion resistance, anti-irradiation performance. This project us ZrC1-x as a transition layer between SiC and zircaloy, avoiding thermal mismatching and interfacial reaction of SiC and Zr matrix. Using the non-stoichiometric characteristics of ZrC, achieve the graded modification of zircaloy surface via in-situ reaction. On the basis of the modification of zircaloy surface with graded composite ceramics, SiC/SiC-ZrC1-x/ZrC1-x/Zr, tailor the microstructure, analyze the mechanical and thermal properties, exam the heat cycle performance, study steam corrosion at high pressure and hydrogen absorption behavior of materials, evaluate the evolution of microstructure and radiation defects, analyze damage mechanism and propose improvement ideas. This study will provide the valuable experimental basis and theoretical guidance for designing and fabricating of zircaloy cladding with high accident tolerance property, which has important scientific value and potential applications.

事故容错燃料要求包壳在超高温、强腐蚀、强辐照的事故环境下依然保持高性能，现阶段的最佳方案是对锆合金进行表面陶瓷化改性。SiC作为最被认可的反应堆结构材料之一，具有优异的耐高温、耐腐蚀、抗辐照性能。本项目以ZrC1-x作为SiC与锆合金之间的过渡层，避免了SiC和Zr基体的热匹配问题和界面反应问题。利用ZrC的非化学计量特性，采用原位反应实现对锆合金表面的SiC/ZrC1-x梯度改性。在SiC/SiC-ZrC1-x/ZrC1-x/Zr材料制备的基础上，对材料的微观结构进行调控，分析其常规力学和热学性能，考察其耐热循环性能，重点研究材料在高压过热水汽中的腐蚀、吸氢行为，以及在离子辐照下辐照缺陷的演化规律，对其腐蚀、损伤机理进行分析，提出改善思路。本项目的开展有望在一定程度上为我国设计、制备事故容错性强的锆合金包壳提供基础的实验数据和理论指导，具有重要的科研价值和潜在应用价值。

福岛核事故以来，反应堆包壳材料在丧失冷却剂事故（LOCA）下的安全性面临挑战。为了改善包壳性能，替代性钼合金，全陶瓷包壳及包壳陶瓷涂层受到广泛关注。陶瓷材料相对金属具备更优越的性能，如熔点高，硬度高，强度高等等，使得其在堆芯材料中具有广阔的应用前景。Zr-4合金上陶瓷涂层改性是目前在不改变现有反应堆设计的基础上提高包壳材料性能最现实可行的办法，兼顾了合金与陶瓷的优点。本项目采用磁控溅射法在Zr-4合金上进行ZrC和SiC涂层，并考察涂层的致密性和结合力。通过对磁控溅射的参数进行优化，最终获得性能较优的涂层，ZrC涂层硬度最高可达34.39 GPa，临界载荷最大可达15.09 N ；SiC涂层的纳米压痕硬度最高可达25.61 GPa，临界载荷最大可达8.24 N。ZrC和SiC的纳米晶大小约为10 nm。对于涂层的稳定性，以Ti为过渡层可以增强SiC涂层与基底Zr-4合金的结合力，以Cr为过渡层可以增强SiC涂层与基底Zr-4合金的热稳定性。初步研究表明，1200℃的高温水汽环境下，SiC和ZrC涂层都随着基体产生严重腐蚀。利用He离子对ZrC、SiC和ZrC/SiC双层涂层进行辐照研究，陶瓷涂层在辐照下保持一定的结构稳定性。纳米晶ZrC涂层经过辐照后，晶格参数减小，且随着辐照剂量的增加，减小幅度更大。无定型的SiC涂层辐照后发现C-Si键断裂，但硬度有所提升。本项目的开展为ZrC、SiC和ZrC/SiC等涂层材料在核能系统中的应用提供了一定的数据积累和技术支持。