[發明專利]一種Zr基合金表面梯度ZrC涂層及其制備方法

有效

• 申請號: 202110690661.1
• 申請日: 2021-06-22
• 公開（公告）號: CN113136541B
• 公開（公告）日: 2021-09-03
• 發明（設計）人: 孫威;卿馨;熊翔;田甜;張紅波
• 申請（專利權）人: 中南大學
• 主分類號: C23C8/64
• 分類號: C23C8/64
• 代理公司: 北京集佳知識產權代理有限公司 11227
• 代理人: 紀志超

本發明提供了一種Zr基合金表面梯度ZrC涂層的制備方法，包括：將Zr基合金嵌入具有盲孔的石墨基體的盲孔中，然后進行燒結，得到Zr基合金表面梯度ZrC涂層。本發明采用微壓內嵌法，通過石墨基體的縱向盲孔結合常壓燒結擴散法使得C擴散進入Zr基合金棒進行原位反應生成ZrC，梯度ZrC涂層均勻包覆Zr基合金表面。本發明提供的方法所形成的不同成分的梯度ZrC涂層每一層均勻分布，結合良好，無明顯裂紋，有利于提高復合材料力學性能，特別是高溫性能。本發明提供的方法簡化了工藝過程，操作簡單無污染，條件可控，成本低，可大批量生產。本發明還提供了一種Zr基合金表面梯度ZrC涂層。

技術領域

本發明屬于涂層技術領域，尤其涉及一種Zr基合金表面梯度ZrC涂層及其制備方法。

背景技術

燃料包殼是燃料元件的重要組成部分，其主要作用是裝載燃料芯塊，防止核裂變產物逸出保持燃料元件的整體性，是反應堆運行時的第一道安全屏障。反應堆運行時核燃料發生裂變反應產生放射性產物，同時釋放中子、γ射線以及α和β粒子。這些粒子對人體而言是致命的，因此必須采用燃料包殼隔離放射性產物與冷卻介質以及慢化劑。

事實上，鋯合金在20世紀50年代便被證明能夠最大限度的滿足水冷堆燃料包殼材料的要求。鋯合金之所以能夠用作燃料包殼，最主要的原因是其中子吸收截面小（熱中子吸收截面只有1.85×10^-29m²）。在力學性能相當的基礎上鋯的中子吸收截面低于鐵、鎳、鉻等金屬高達15倍以上，從中子利用效率的角度具有顯著的優勢；而中子吸收截面與鋯相當的鋁、鎂等金屬則由于使用溫度的限制（鋁在反應堆環境下使用溫度低于200℃），無法滿足反應堆的要求。因此，從1942年開展燃料包殼材料的研發起，在經歷了鋁合金、奧氏體不繡鋼之后鋯合金最終被認定為水冷堆燃料包殼的最佳選擇。

然而鋯合金在高溫（400℃）水熱條件下的腐蝕問題限制了鋯合金燃料包殼在堆內的服役時間，其腐蝕過程通常伴隨著吸氫，進而會造成氫致延遲開裂現象影響材料的力學性能。2011年日本福島核事故發生，這起事故表明鋯合金包殼在反應堆事故工況下的抗氧化性能有待提升，導致這起事故惡化并最終發生反應堆堆芯融化，壓力容器爆炸，放射性物質泄露的主要原因正是鋯合金包殼在高溫環境下與水蒸汽發生的氧化反應，反應方程式如下：

Zr+2H₂O（g）=ZrO₂+2H₂（g）

該氧化反應是具有高生成焓的（-586KJ/mol）放熱反應，并且伴隨著易燃易爆氣體氫氣的釋放。隨著事故的發展，鋯合金包殼與水蒸氣反應放出的熱量不斷增加，當反應堆溫度高于1200℃時，該反應放出的熱量甚至超過反應堆燃料的衰變熱，成為堆芯溫度進一步升高的主要原因。最終反應堆內的超高溫高壓環境導致了鋯合金包殼的完全氧化，并導致壓力容器的爆炸，放射性物質泄露。

福島核事故使反應堆對核燃料系統耐水熱、水蒸氣腐蝕的性能有了更高的要求，而保留Zr合金眾多的性能優勢，同時通過表面處理重點改良耐水熱及水蒸氣腐蝕性能，降低高溫水蒸氣環境下的氫氣產量是最直接的選擇。可選擇的表面處理涂層體系包括合金涂層，如Cr、FeCrAl以及AlTi基合金等；或者陶瓷涂層，如TiAlN、TiN、TiAlC、ZrO2、ZrC、SiC等。