【摘 要】
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核电以其发电量大、成本低廉、不依赖自然环境、污染小等优势,成为许多国家的主要电力来源。核电材料的安全性一直备受关注,尤其是在日本福岛核事故之后,研发能够提高反应堆抗事故能力的事故容错燃料系统成为核工业界的重点方向。包壳材料作为包裹核燃料堆芯的外壳,其性能是反应堆正常运转与抵御严重事故的重要保障。钼合金由于其优异的高温力学性能和较好的辐照抗性,成为事故容错燃料包壳的候选材料之一。但钼的高温抗氧化性能
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核电以其发电量大、成本低廉、不依赖自然环境、污染小等优势,成为许多国家的主要电力来源。核电材料的安全性一直备受关注,尤其是在日本福岛核事故之后,研发能够提高反应堆抗事故能力的事故容错燃料系统成为核工业界的重点方向。包壳材料作为包裹核燃料堆芯的外壳,其性能是反应堆正常运转与抵御严重事故的重要保障。钼合金由于其优异的高温力学性能和较好的辐照抗性,成为事故容错燃料包壳的候选材料之一。但钼的高温抗氧化性能较差,因此需要寻找一种适用于钼包壳的表面防护涂层,在保留包壳材料良好力学性能的同时提高其高温抗氧化性能。本文采用磁控溅射技术,在钼合金表面分别制备了三种不同涂层:FeCrAl涂层、FeCrAlY涂层和纯Cr涂层。测试和分析了涂层的微观组织结构及力学性能,研究了涂层在高温高压纯水与高温常压水蒸汽环境下对钼基体的保护作用,探讨了涂层在高温蒸汽环境下的氧化失效机理。所制备涂层厚度在18~19μm左右,其中FeCrAl涂层和FeCrAlY涂层主要以FeCr固溶体形式存在,其硬度明显大于纯Cr涂层,但弹性模量略低于纯Cr涂层;纯Cr涂层与钼基体的结合强度明显优于FeCrAl涂层和FeCrAlY涂层,甚至在划痕载荷为100N时,钼基体表面的纯Cr涂层都没有出现裂纹与剥落。制备有涂层的钼棒试样在360℃\18.6 MPa\30天的实验条件下均有较好的抗氧化性能,FeCrAl涂层、FeCrAlY涂层和纯Cr涂层试样的高温高压纯水腐蚀增重率分别为11.535 mg/dm2,3.599 mg/dm2 和 7.287 mg/dm2。对涂层试样分别进行了 8h、24h、48h、72h 的1200℃\0.1MPa\水蒸汽腐蚀实验,结果显示:FeCrAl涂层和FeCrAlY涂层钼棒试样表面形成了Al2O3、Fe3O4和MoO3等氧化物,涂层被完全氧化且厚度明显增加,但在24h之内能够保证试样的完整性;纯Cr涂层钼棒试样表面形成了连续且相对致密的Cr2O3膜,降低了钼基体的氧化的速度,在72h实验后,涂层出现了部分破裂。
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