| 辐照损伤对反应堆包壳Zr-4合金微动磨损行为的影响 | |
| Alternative Title | 无 |
| 江海霞 | |
| Thesis Advisor | 王鹏 |
| 2021-05-26 | |
| Degree Grantor | 中国科学院大学 |
| Place of Conferral | 北京 |
| Degree Name | 工学博士 |
| Degree Discipline | 材料学 |
| Keyword | Zr-4合金,微动磨损,辐照损伤,机械性能,缺陷演变 |
| Abstract | Zr合金具有良好的机械性能及较低的中子吸收截面，常作为核反应堆中的包壳及结构材料。Zr合金作为核燃料包壳管在核反应堆中服役时，常会受到冷却剂的绕流振动，使包壳与定位格架间发生微动磨损，严重时能够导致穿孔及核裂变产物的泄露，影响整个核燃料组件的安全运转和使用寿命。因而锆合金包壳材料的微动磨损性能是核材料领域重要的研究方向之一。 锆合金包壳服役环境极其复杂，不仅要承受高温高压冷却剂的冲刷和腐蚀，还遭受着强烈的中子辐照。影响锆合金包壳微动磨损行为的因素众多，目前研究主要集中在滑移振幅、冲击频率、定位格架形状及水工条件等因素对包壳微动磨损行为的影响。辐照不可避免的造成包壳材料的机械性能退化和塑形失稳，而中子辐照对包壳微动磨损行为影响的研究较少且不成系统。利用重离子辐照模拟中子辐照，本文系统研究了辐照离子种类、辐照损伤演变、辐照能量、辐照温度及表面状态的变化对Zr-4合金微动磨损行为的影响，并以此为基础，初步预测了辐照对包壳微动磨损及服役寿命的影响。 （1）辐照离子种类对Zr-4合金性能及微动磨损行为影响。选用Zr+、Kr+、Fe11+、Ni13+及Au2+辐照Zr-4合金，结果表明离子辐照会引起晶粒重新取向，辐照后Zr-4合金晶格收缩。辐照后Zr-4合金缺陷的数量及密度增加，点缺陷密度的增加促进了材料内部原子的扩散和偏析，造成相稳定性丧失。点缺陷能够阻碍材料中的位错滑移，使Zr-4合金表面硬度增加，弹性恢复系数降低。在微动磨损过程中滑移使得材料内部缺陷部分湮灭并产生热，以及脆性表面在滑动过程的断裂，均能使摩擦过程中的表面能量耗散增加，从而增大表面摩擦力，辐照后Zr-4合金摩擦系数及磨损率均高于未辐照试样。 （2）辐照损伤演变对Zr-4合金性能及微动磨损行为影响。研究了辐照损伤在0-10 dpa范围内Zr-4合金微观结构、机械性能及微动磨损行为的变化。研究结果表明在辐照损伤在0.5 dpa前，材料内缺陷数量及密度随辐照损伤水平增加。辐照损伤达10 dpa时，由于部分缺陷的复合，缺陷数量增长趋势减缓并逐渐达到饱和。随着辐照损伤的增加，Zr-4合金硬度呈现先增加后减缓的趋势，辐照损伤为1 dpa时，试样硬度由原始试样的223.5 HV增加到235 HV，辐照损伤达5 dpa时，样品的硬度稳定在235 HV，辐照损伤达10 dpa时，试样硬度再次增加。辐照后Zr-4合金微动磨损性能也呈现了同样的趋势，辐照损伤为1 dpa时，摩擦系数由原始试样的0.6增加到1.2，磨损率由原始试样的2.04×10-6mm3/(Nm)增加到3.66×10-6mm3/(Nm)。辐照损伤升至5 dpa时，摩擦系数基本稳定在1.2-1.35之间，磨损率增加到3.83×10-6mm3/(Nm)，波动较小。辐照损伤达10 dpa时，试样摩擦系数增加到1.67，但磨损率依然稳定在3.80×10-6mm3/(Nm)。 （3）入射离子能量及温度对Zr-4合金性能及微动磨损行为影响。选用1 MeV、3 MeV及5 MeV Au离子辐照Zr-4合金，结果表明随着辐照能量增加，试样内缺陷数量的增加使试样滑动过程中的表面硬度和摩擦力升高，试样摩擦系数增加。在室温到600 ℃下，用3 MeV Fe11+辐照Zr-4合金。结果表明高温增强了材料内部点缺陷的扩散能力，间隙原子和空位有更高的几率相遇而发生复合后消失，高温辐照下试样硬度及摩擦系数下降，辐照温度为230 ℃时，样品硬度从常温的232.59 HV降到223 HV，摩擦系数由0.9降至0.75。辐照温度在230 ℃-600 ℃之间时，辐照样品硬度值稳定在223 HV左右，摩擦系数稳定在0.7-0.75之间。高温辐照样品摩擦过程中接触面积增加，磨损率升高。辐照温度为230 ℃时，磨损率由常温辐照试样的2.19×10-6 mm3/(Nm)增加至3.64×10-6 mm3/(Nm)，350 ℃辐照后样品与600 ℃辐照后样品磨损率比较接近，分别为7.88×10-6 mm3/(Nm)与8.35×10-6 mm3/(Nm)。 （4）表面化学状态对辐照前后Zr-4合金性能及微动磨损行为影响。氧化锆在辐照过程中生成较多的氧空位，氧空位与缺陷团簇协同作用，促进ZrO2单斜相向四方相转变。离子轰击诱导的吉布斯偏析(BIS)及辐照过程中原子的重新排布，促进了ZrO2内Zr4+向Zr3+的阳离子还原。对于未辐照试样，由于表面成分的不同以及ZrO2较高的硬度，预氧化使Zr-4合金的主要磨损机制转变为磨粒磨损及塑形变形，磨损率显著降低。预氧化Zr-4合金经辐照后，辐照脆化诱导的表面裂纹对滑动接触的能量耗散产生附加作用，增大了摩擦系数。辐照后硬质磨粒的生成在预氧化试样表面留下了较深的犁沟，磨损率增高。 （5）在实验数据的基础上，预测了辐照对包壳微动磨损及服役寿命的影响。结果表明，对于未辐照试样来说，由于实验参数的不同，阶段性工程磨损模型（EWM）模拟后本研究中预测包壳穿孔天数低于文献中预测的数据。进一步利用阶段性工程磨损模型（EWM）预测了辐照损伤对包壳Zr-4合金服役行为的影响，结果表明，辐照后包壳服役时间显著缩短。因此若要准确的预测核燃料棒的寿命，在对格-棒间微动磨损建模时，研究辐照对表面氧化膜及锆合金基体微动磨损行为的影响是十分必要的。 关键词：Zr-4合金，微动磨损，辐照损伤，机械性能，缺陷演变 |
| Other Abstract | 无 |
| MOST Discipline Catalogue | 材料科学与工程 |
| Pages | 138 |
| Language | 中文 |
| Document Type | 学位论文 |
| Identifier | http://ir.licp.cn/handle/362003/29107 |
| Collection | 固体润滑国家重点实验室（LSL） |
| Affiliation | 1.中国科学院兰州化学物理研究所; 2.中国科学院大学 |
| Recommended Citation GB/T 7714 | 江海霞. 辐照损伤对反应堆包壳Zr-4合金微动磨损行为的影响[D]. 北京. 中国科学院大学,2021. |
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