【摘 要】
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在核电站反应堆内,核燃料包壳管的服役工况十分复杂,除了受高温、高压、强中子辐射外,还受到流致振动、交变载荷、内外压力差的影响,这些不稳定的环境因素会导致包壳管的微幅振动,进而影响堆内包壳管的使用寿命,为核电站带来安全隐患。本文通过模拟包壳管与其支撑格架的微动磨损行为,探究不同包壳材料的摩擦学性能。本文的研究结果为核电站包壳管的选型提供一定的理论支持,对提高核电站关键零部件的使用性能具有工程应用价值
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在核电站反应堆内,核燃料包壳管的服役工况十分复杂,除了受高温、高压、强中子辐射外,还受到流致振动、交变载荷、内外压力差的影响,这些不稳定的环境因素会导致包壳管的微幅振动,进而影响堆内包壳管的使用寿命,为核电站带来安全隐患。本文通过模拟包壳管与其支撑格架的微动磨损行为,探究不同包壳材料的摩擦学性能。本文的研究结果为核电站包壳管的选型提供一定的理论支持,对提高核电站关键零部件的使用性能具有工程应用价值。本文采用新型切向微动磨损设备、能量控制模式冲击微动磨损设备、自制冲-切微动磨损设备,研究了4种ATF包壳材料(Zr/Cr,复合FeCrAl,ODS-FeCrAl,复合Si C)以及1种工程用Zr合金管材的微动磨损特性。摩擦副材料选用Inconel 718镍合金,接触方式采用柱-管十字正交点接触的方式,在常温大气环境中进行试验。试验结束后采用光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)、电子能谱仪(EDS)等对磨痕进行了微观研究,利用白光干涉仪对磨痕的磨痕轮廓和磨损量进行了测量,系统的研究了不同包壳材料的微动磨损机理。得出以下结论:1.对五种ATF包壳材料进行的切向微动磨损试验表明,在载荷为50N,频率为10Hz,位移为±20μm的工况下,五种材料的微动均处于部分滑移区,具有较好的耐磨性能。SiC的磨损机制主要为磨粒磨损,其他四种材料的磨损机制主要为磨粒磨损和粘着磨损。通过对比不同循环次数下的磨痕形貌和磨损量,可以发现Zr/Cr涂层比Zr的耐磨性能更加优异,ODS-FeCrAl比FeCrAl的耐磨性能更加优异。2.对Zr合金、Zr/Cr、ODS-FeCrAl三种ATF包壳材料进行的冲击微动磨损试验表明,在冲击动能为4.32mJ的工况下,Zr合金和Zr/Cr在24小时的试验时长下未出现裂纹或者断裂,表现出较好的耐冲击磨损性能,而ODS-FeCrAl在6小时的试验时长下就出现了裂纹,且随着试验时长的增加呈现向两端扩张的趋势,表现出较差的耐冲击磨损性能。Zr合金和Zr/Cr具有相似的动力学响应,而Zr/Cr表现出较高的表面硬度和能量吸收率。在冲击微动磨损时,Zr合金和ODS-FeCrAl的主要磨损形式为氧化磨损和粘着磨损,Zr/Cr的磨损机制主要为粘着磨损。Zr/Cr的磨痕深度和磨损量较Zr合金和ODS-FeCrAl更小,耐冲击磨损性能更优异。3.对Zr合金、Zr/Cr、ODS-FeCrAl三种ATF包壳材料进行的冲-切微动磨损试验表明,在冲击动能为4.32mJ,切向速度为60mm/s的工况下,三种材料在24小时的试验时长下均未出现裂纹或断裂,表现出较好的耐磨性能。冲-切试验过程中的动力学响应与冲击类似,Zr/Cr表现出较高的表面硬度和能量吸收率。Zr合金的磨损形式为磨粒磨损和粘着磨损,Zr/Cr和ODS-FeCrAl的磨损形式主要为粘着磨损。磨痕轮廓和磨损量数据表明三者中Zr/Cr的耐冲-切磨损性能更为优异。
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