【摘要】：表面工程作為一種重要的核用鋯材防護(hù)手段在提升材料抗氧化和抗輻照性能上發(fā)揮著越來(lái)越重要的作用。服役過(guò)程中鋯合金表面會(huì)自然形成一層氧化鋯保護(hù)薄膜,其馬氏體相變以及相變的穩(wěn)定性會(huì)對(duì)涂層結(jié)構(gòu)造成重大影響,進(jìn)而影響被保護(hù)的包殼管的氧化腐蝕速率和輻照進(jìn)程。本論文通過(guò)采用遠(yuǎn)源等離子體濺射系統(tǒng)(HiTUS)單獨(dú)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(duì)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(guò)調(diào)控HiTUS系統(tǒng)各項(xiàng)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(duì)參數(shù)優(yōu)化后的納米晶Zr O_2涂層進(jìn)行了氧化腐蝕行為及輻照行為的研究。在對(duì)納米晶ZrO_2涂層進(jìn)行氧化腐蝕實(shí)驗(yàn)時(shí),發(fā)現(xiàn)氧化過(guò)程中氧原子的擴(kuò)散填補(bǔ)了部分制備時(shí)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(shì)方向上逆向擇優(yōu)生長(zhǎng)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(guò)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(kuò)散提供了通道,大大加速了氧化腐蝕過(guò)程。在對(duì)納米晶ZrO_2涂層進(jìn)行Ar~(8+)轟擊模擬反應(yīng)堆內(nèi)熱中子輻照實(shí)驗(yàn)時(shí),發(fā)現(xiàn)輻照引入了大量的氧缺陷和點(diǎn)陣畸變,導(dǎo)致氧原子平均配位數(shù)的降低,進(jìn)而增強(qiáng)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(jìn)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(jìn)行重新排布,不斷的消耗單斜相而在其周?chē)纬伤姆较唷榱诉M(jìn)一步探究輻照后樣品在氧化過(guò)程中的結(jié)構(gòu)演變進(jìn)程,以及輻照誘導(dǎo)的不同缺陷態(tài)對(duì)涂層氧化腐蝕過(guò)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(jìn)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(guò)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(méi)有出現(xiàn)嚴(yán)重的破裂現(xiàn)象。通過(guò)測(cè)量氧化膜厚度對(duì)不同輻照條件下納米晶ZrO_2涂層的抗氧化性能進(jìn)行評(píng)估,發(fā)現(xiàn)經(jīng)過(guò)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(guò)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(huì)可逆的變回單斜相氧化鋯,轉(zhuǎn)變過(guò)程中的體積收縮會(huì)破壞涂層的完整性,加速氧的擴(kuò)散。因此離子輻照改性的方法是創(chuàng)新且獨(dú)特的,它不僅可以促進(jìn)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(huì)對(duì)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(gè)自增強(qiáng)自穩(wěn)定的過(guò)程,我們將其歸結(jié)為一種由缺陷引起的自穩(wěn)定機(jī)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(shuō)明這種輻照后自增強(qiáng)自穩(wěn)定的性能會(huì)持續(xù)多久。然而,它將有助于未來(lái)我們?cè)谘趸洼椪盏膮f(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(jìn)化過(guò)程Fig. 1.1 The evolution of nuclear technology中國(guó)從 1954 年開(kāi)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(guó)第一艘核潛艇全部建成并試航成功。1972 年中央對(duì)核電工業(yè)發(fā)展做出新的部署，派代表團(tuán)到國(guó)外訪問(wèn)開(kāi)闊視野后，對(duì)核電的建設(shè)和發(fā)展有了更多的認(rèn)識(shí)。在前期的發(fā)展中，由于社會(huì)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(jì)建造的秦山核電廠 300 MW 壓水堆核電機(jī)組，于 1991 年底并網(wǎng)發(fā)電，1994 年 4 月投入商業(yè)運(yùn)行。秦山核電站的建成使我國(guó)具備了獨(dú)立設(shè)計(jì)建造小功率核電站的能力，實(shí)現(xiàn)了我國(guó)核電零的突破。同香港合資，從外國(guó)進(jìn)口成套設(shè)備建造的廣東大亞灣核電廠，兩臺(tái) 930 MW 壓水堆機(jī)組也分別于 1994 年 2 月 1 日和 5 月 4 日投入商業(yè)運(yùn)行[10,11]。我國(guó)作為能源消費(fèi)型大國(guó)，近年來(lái)對(duì)核能的需求日益增加。截至 2017 年底，我國(guó)核電機(jī)組的額定裝機(jī)容量達(dá)到 35807.16 MWe，核電機(jī)組全年累計(jì)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(wàn)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(shí)通過(guò)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(qiáng)烈腐蝕[16,17]。壓力的存在可能也會(huì)提升各種不同形式的壓力腐蝕破裂。在高溫高壓下的長(zhǎng)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(zhǎng)時(shí)間的服役也可能會(huì)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(yùn)行負(fù)擔(dān)。比如說(shuō)，從每一個(gè)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(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類(lèi)號(hào)】：TG174.4

【參考文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前7條

1 王旭峰;李中奎;周軍;田鋒;;鋯合金在核工業(yè)中的應(yīng)用及研究進(jìn)展[J];熱加工工藝;2012年02期

2 周全之;;核電知識(shí)(2) 中國(guó)核電發(fā)展概況及展望[J];大眾用電;2009年05期

3 汪永平;趙守峰;蔣林立;;關(guān)于我國(guó)核電發(fā)展戰(zhàn)略若干問(wèn)題的認(rèn)識(shí)[J];中國(guó)核電;2008年01期

4 宋銀;張崇宏;王志光;趙志明;姚存峰;周麗宏;金運(yùn)范;;離子注入/輻照引起Al_2O_3單晶的改性研究[J];原子核物理評(píng)論;2006年02期

5 鄒樹(shù)梁,劉兵,陳甲華,劉文君;中國(guó)核電發(fā)展的現(xiàn)狀與展望[J];南華大學(xué)學(xué)報(bào)(社會(huì)科學(xué)版);2004年04期

6 張果,劉文成;我國(guó)核電建設(shè)進(jìn)入新的發(fā)展階段[J];中國(guó)能源;2002年10期

7 周邦新,李強(qiáng),黃強(qiáng),苗志,趙文金,李聰;水化學(xué)對(duì)鋯合金耐腐蝕性能影響的研究[J];核動(dòng)力工程;2000年05期

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前2條

1 黑宇向;核用鋯合金非晶薄膜性能的研究[D];鄭州大學(xué);2015年

2 陳懷燦;鋯基非晶合金離子束輻照的結(jié)構(gòu)性能研究[D];中國(guó)科學(xué)院研究生院（上海應(yīng)用物理研究所）;2014年

本文編號(hào)：2634918