【摘要】：表面工程作為一種重要的核用鋯材防護手段在提升材料抗氧化和抗輻照性能上發(fā)揮著越來越重要的作用。服役過程中鋯合金表面會自然形成一層氧化鋯保護薄膜,其馬氏體相變以及相變的穩(wěn)定性會對涂層結(jié)構(gòu)造成重大影響,進而影響被保護的包殼管的氧化腐蝕速率和輻照進程。本論文通過采用遠(yuǎn)源等離子體濺射系統(tǒng)(HiTUS)單獨制備出ZrO_2涂層,研究HiTUS系統(tǒng)中反應(yīng)濺射參數(shù)(等離子體激發(fā)功率PLS、靶材偏壓功率DC、氧氣分壓)對涂層微結(jié)構(gòu)的影響,發(fā)現(xiàn)四方相的含量隨著PLS/DC的增加,氧氣分壓的減小而增大。因此通過調(diào)控HiTUS系統(tǒng)各項參數(shù),我們有意地控制氧化鋯涂層中的物相組成及缺陷含量,并對參數(shù)優(yōu)化后的納米晶Zr O_2涂層進行了氧化腐蝕行為及輻照行為的研究。在對納米晶ZrO_2涂層進行氧化腐蝕實驗時,發(fā)現(xiàn)氧化過程中氧原子的擴散填補了部分制備時引入的氧空位,使得部分由于氧空位存在而穩(wěn)定的四方相突破束縛轉(zhuǎn)變成為單斜相。并且還發(fā)現(xiàn)了涂層表面的部分晶粒在其優(yōu)勢方向上逆向擇優(yōu)生長的現(xiàn)象。這些新生成雜亂的氧化鋯顆粒以及馬氏體相變過程中的體積變化均使得涂層呈現(xiàn)出疏松和破裂的現(xiàn)象,為氧原子在涂層中的擴散提供了通道,大大加速了氧化腐蝕過程。在對納米晶ZrO_2涂層進行Ar~(8+)轟擊模擬反應(yīng)堆內(nèi)熱中子輻照實驗時,發(fā)現(xiàn)輻照引入了大量的氧缺陷和點陣畸變,導(dǎo)致氧原子平均配位數(shù)的降低,進而增強了Zr-O離子鍵,使得材料的彈性模量有所增加。隨著輻照損傷的增加,進入晶格內(nèi)的高能Ar~(8+)率先將單斜相晶粒邊緣處的原子“踢”離平衡位置,使其沿著四方相特定晶向晶面進行重新排布,不斷的消耗單斜相而在其周圍形成四方相。為了進一步探究輻照后樣品在氧化過程中的結(jié)構(gòu)演變進程,以及輻照誘導(dǎo)的不同缺陷態(tài)對涂層氧化腐蝕過程的影響,本文創(chuàng)新性的將Ar~(8+)輻照作為一種涂層改性處理手段,進一步在涂層中引入不同程度的氧缺陷和晶格畸變。發(fā)現(xiàn)經(jīng)過輻照修飾的樣品在氧化后具有非常高的四方相留存率,并且涂層整體上依舊致密均勻,沒有出現(xiàn)嚴(yán)重的破裂現(xiàn)象。通過測量氧化膜厚度對不同輻照條件下納米晶ZrO_2涂層的抗氧化性能進行評估,發(fā)現(xiàn)經(jīng)過輻照修飾后樣品的氧化腐蝕速度大大降低。值得注意的是在制備過程中正常形成的四方相氧化鋯結(jié)構(gòu)是不穩(wěn)定的,隨著體積收縮會可逆的變回單斜相氧化鋯,轉(zhuǎn)變過程中的體積收縮會破壞涂層的完整性,加速氧的擴散。因此離子輻照改性的方法是創(chuàng)新且獨特的,它不僅可以促進單斜相向四方相發(fā)生轉(zhuǎn)化,而且還能使其穩(wěn)定至室溫。在堆內(nèi)正常工況條件下,原本會對材料造成損傷的輻照,由于其引入的缺陷和畸變穩(wěn)定了四方相,從而起到了阻止氧化腐蝕的屏障作用。即輻照是一個自增強自穩(wěn)定的過程,我們將其歸結(jié)為一種由缺陷引起的自穩(wěn)定機制,其大大提高了納米晶ZrO_2涂層的抗氧化性能。在現(xiàn)階段,很難說明這種輻照后自增強自穩(wěn)定的性能會持續(xù)多久。然而,它將有助于未來我們在氧化和輻照的協(xié)同作用下,闡明核反應(yīng)堆中復(fù)雜的氧化行為。
【圖文】：

圖 1.1 核電技術(shù)進化過程Fig. 1.1 The evolution of nuclear technology中國從 1954 年開始鈾礦的勘察，，1964 年 10 月 16 日成功引爆了第一顆原子彈；1967 年 6 月 17 日成功引爆第一顆氫彈；1970 年 9 月我國第一艘核潛艇全部建成并試航成功。1972 年中央對核電工業(yè)發(fā)展做出新的部署，派代表團到國外訪問開闊視野后，對核電的建設(shè)和發(fā)展有了更多的認(rèn)識。在前期的發(fā)展中，由于社會各界的阻撓和技術(shù)水平限制，核電的發(fā)展經(jīng)歷了頗多的磨難。最早的核電站是從秦山和大亞灣起步的，自主設(shè)計建造的秦山核電廠 300 MW 壓水堆核電機組，于 1991 年底并網(wǎng)發(fā)電，1994 年 4 月投入商業(yè)運行。秦山核電站的建成使我國具備了獨立設(shè)計建造小功率核電站的能力，實現(xiàn)了我國核電零的突破。同香港合資，從外國進口成套設(shè)備建造的廣東大亞灣核電廠，兩臺 930 MW 壓水堆機組也分別于 1994 年 2 月 1 日和 5 月 4 日投入商業(yè)運行[10,11]。我國作為能源消費型大國，近年來對核能的需求日益增加。截至 2017 年底，我國核電機組的額定裝機容量達(dá)到 35807.16 MWe，核電機組全年累計發(fā)電

圖 1.2 核壓水堆中一回路和二回路的展示以及選用材料[15]Fig. 1.2 The display of first circuit and secondary circuit in pressurized water reactor and theselected materials[15]安裝在壓力容器內(nèi)部的堆芯是反應(yīng)堆的“心臟”。堆芯的核心部件是由燃料包殼和包裹在其內(nèi)部的陶瓷燃料芯塊（由二氧化鈾或其它裂變錒系元素的氧化物所組成）構(gòu)成的。燃料芯塊在成千上萬根圓柱形燃料包殼中持續(xù)的發(fā)生核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生巨大的熱量，并同時通過燃料包殼將燃料產(chǎn)生的原子熱量高效的轉(zhuǎn)移到含硼的冷卻劑上。包殼管在正常工況條件下要承受內(nèi)部核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生的高密度的中子輻照，也要承受外部高溫高壓冷卻水的強烈腐蝕[16,17]。壓力的存在可能也會提升各種不同形式的壓力腐蝕破裂。在高溫高壓下的長期暴露中包殼管也可能發(fā)生多種相的轉(zhuǎn)變和潛在的斷裂韌性的降低，長時間的服役也可能會加速疲勞和加大材料的易受攻擊性。包殼材料面臨格外嚴(yán)峻的堆內(nèi)環(huán)境使得反應(yīng)堆將承受很高的運行負(fù)擔(dān)。比如說，從每一個235U 核裂變反應(yīng)堆中可回收的能量是大約 200 MeV，這大概是
【學(xué)位授予單位】：鄭州大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號】：TG174.4

【參考文獻】

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本文編號：2634918