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核辐照腐蚀与防护涂层

时间:2020-04-17 14:42:50  来源:  作者:

 对于核电技术的发展,我国研究方向主要集中在核电设备所用的燃料包壳、发电装置等。但是就核反应堆而言,其高温、高压和强辐照所造成的腐蚀对于材料的选用提出更苛刻的要求。锆合金包壳的燃料体系已经在轻水反应堆(Light water reactors, LWRs)中成功使用了40多年,表现出良好的抗辐照和抗腐蚀性能。在轻水反应堆这种苛刻环境下,对包壳材料及其他设备的抗高温、抗腐蚀的性能要求较高,最关键的是材料也能抵抗辐照损伤。根据现有的研究成果,锆合金的替代材料主要分为两类:一类是以FeCrAl为主的Fe基合金材料;另外一类是陶瓷材料如SiC/SiC复合材料、MAX相陶瓷材料等。但不管是新型的合金材料还是陶瓷材料都存在一定的问题,就Fe基合金材料而言,其机械加工及焊接需要进一步研究;而陶瓷材料因为其固有的特性即脆性高、强度低等很难真正设计为包壳结构。同时,正开发用于锆合金的事故容错涂层,该涂层可以在非正常高温或LOCA 条件下提供必要的保护,也可以在LWRs 中提高材料的抗高温、高压、水蒸气等性能。新型三元层状结构MAX相陶瓷材料,具备较高的杨氏模量,较低的维氏硬度和剪切模量,易加工,导热、导电性能较好等。含铝的MAX相材料氧化后产物为Al2O3,由于其热膨胀系数和氧化前基本一致,使其能够致密覆盖在材料表面形成氧化膜。基于MAX相材料的辐射耐受性和结构稳定性,可以将其应用于先进核反应系统中。MAX 相材料更高的抗辐照损伤能力,可使目前的核反应堆工作于更高的温度。国内外对MAX 相涂层的制备进行了不断尝试,Frodelius等采用超音速火焰法成功在不锈钢表面制备出厚度大于100μm的涂层,并且对其进行了系统分析; Zhang等运用离子喷涂技术在Inconel600基体上喷涂Ti2AlC涂层,但喷涂过程中Ti2AlC会发生分解,其最高的保有量为26.0%Tang等通过元素的非反应磁控溅射在Zircaloy-4基材合成致密的纯相Ti2AlC涂层,其厚度约为5.5μmMaier等在Zircaloy-4基体上沉积了厚度90μmTi2AlC涂层,700℃环境空气中的氧化试验和1005℃下进行的LOCA测试表明,该涂层具有用于核燃料包壳的潜力。


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