隨著世界經(jīng)濟(jì)的快速發(fā)展和現(xiàn)代科技的迅猛發(fā)展，核能的開發(fā)和利用日益受到關(guān)注。相對(duì)于火電，核電是一種經(jīng)濟(jì)、安全、可靠、清潔的新能源，但其帶來(lái)的核電安全問(wèn)題也是不容忽視的。

由于鋯合金的機(jī)械性能優(yōu)異，耐腐蝕性能良好，目前大多數(shù)核反應(yīng)堆選用鋯合金作為核燃料包殼管材料。在過(guò)去的幾十年中，鋯合金已經(jīng)發(fā)展為三大系列，即Zr-Nb、Zr-Sn和Zr-Sn-Nb。在這三個(gè)系列的基礎(chǔ)上，添加Fe、Cr、Ni、Cu等合金金屬后，形成了工業(yè)化的Zircaloy-2（Zr-2）、Zircaloy-4(Zr-4)等鋯合金。Zr-2和Zr-4合金均已商業(yè)化，Zr-2的合金成分為Zr-1.5Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.05Ni, Zr-4的合金成分為Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr，由于Ni的添加會(huì)造成鋯合金吸氫，引發(fā)氫脆，故研究者們降低了Ni的含量，增加Fe的含量以彌補(bǔ)Ni減小引起的鋯合金力學(xué)性能的不足，以此發(fā)展了一種新的鋯合金Zr-4。Zr-4被稱為核電用第一代鋯合金，廣泛用于輕水堆燃料的包殼材料。

2011年日本福島核電事故的發(fā)生，使得研究者們對(duì)鋯合金包殼材料提出了更高的要求，根據(jù)美國(guó)管理委員會(huì)（Nuclear Regulatory Commission，簡(jiǎn)稱NRC）對(duì)核電包殼材料的標(biāo)準(zhǔn)，包殼材料的最高耐受溫度為2200°F（1204°C）。因此作為核電包殼材料，需要滿足耐高溫水蒸氣氧化性能，當(dāng)冷卻劑缺失時(shí)，可以降低包殼材料的熱量和氫氣的釋放量，為事故搶修爭(zhēng)取時(shí)間。

為了解決這個(gè)問(wèn)題，國(guó)內(nèi)外很多研究者對(duì)鋯合金的表面防護(hù)涂層進(jìn)行了大量研究，具體的涂層包括Cr基涂層、MAX涂層、Fe基涂層等。其中Cr基涂層的耐腐蝕性最佳，抗氧化能力優(yōu)異，且金屬Cr與鋯合金的熱膨脹系數(shù)相匹配，被認(rèn)為是最有發(fā)展前景的鋯合金表面防護(hù)涂層。

本文利用耐馳同步熱分析儀STA 449F3研究了Cr基涂層在1200°C水蒸氣條件下對(duì)Zr-4合金基底的抗氧化性能，并與Zr-4合金基底進(jìn)行了比較。

儀器：Netzsch STA 449F3

圖1是Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基體在1200°C高溫水蒸氣（絕對(duì)水蒸氣濃度90%）條件下，恒溫1h的TG對(duì)比曲線。氧化TG曲線顯示，涂層鋯合金（Cr coated Zr-4 合金）經(jīng)1200°C高溫水蒸氣氧化1h，其質(zhì)量增重百分?jǐn)?shù)約為12.30%，而Zr-4合金基體在相同氧化條件下的質(zhì)量增重百分?jǐn)?shù)約為16.79%。在氧化性能的測(cè)試中，氧化增重速率是衡量材料氧化的一項(xiàng)重要指標(biāo)。從圖1可知， Zr-4合金基體的氧化增重速率明顯快于Cr涂層鋯合金的氧化增重速率，即Cr涂層鋯合金的高溫抗氧化性能明顯優(yōu)于Zr-4合金基體。

圖1 Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基體在1200°C高溫水蒸氣（絕對(duì)水蒸氣濃度90%）條件下，恒溫1h的TG對(duì)比曲線

圖2 高溫水蒸氣氧化處理后的Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基體的形貌圖。（第一行：Zr-4 合金基體；第二行：Cr coated Zr-4 合金；從左到右分別是樣品的頂部、側(cè)面、底部）

通過(guò)STA高溫水蒸氣氧化實(shí)驗(yàn)，評(píng)判了涂層鋯合金（Cr coated Zr-4 合金）對(duì)鋯合金基底的防護(hù)效果。耐馳同步熱分析儀擁有豐富的配置，可以通過(guò)STA來(lái)模擬樣品在實(shí)際使用環(huán)境下的性能，可研究對(duì)應(yīng)溫度、氣氛、濕度等因素對(duì)材料性能的影響。

作者

盛沈俊

耐馳儀器公司應(yīng)用實(shí)驗(yàn)室