您好!欢迎访问耐驰科学仪器商贸(上海)有限公����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������司网站!
全国服务咨询热线:

021-51089255

当前位置:首页 > 技术文章 > 应用故事 | Cr涂层对Z����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������r-4合金抗高温水蒸气氧化性����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������能的研究

应用故事 | Cr涂层对����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������Zr-4合金抗高温水蒸气氧化性能的����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������研究

更新时间:2023-09����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������-26   &nb����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������sp;  点击����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������次数:613

随着世界经济的快速发展和现代科技的����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������迅猛发展,核能的开发和利用日益受����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������到关注。相对于火电,核电是一种经济、安����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������全、可靠、清洁的新能源,但����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������其带来的核电安全问题也是不容忽视的。����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������


由于锆合金的机械性能优异,����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ�������耐腐蚀性能良好,目前大多数核反应堆选用锆合金作����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������为核燃料包壳管材料。在过去的����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������几十年中,锆合金已经发展����� ������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������为三大系列,即Zr-Nb、Zr-Sn和Z����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������r-Sn-Nb。在这三个系列的基����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������础上,添加Fe、Cr、Ni、Cu����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ�������等合金金属后,形成了工业化的Zircal����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������oy-2(Zr-2)、Zirc����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������aloy-4(Zr-4)等����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������锆合金。Zr-2和Zr-4合金均已����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������商业化,Zr-2的合金成分为Z����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������r-1.5Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.0����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������5Ni, Zr-4的合金成分为Zr-����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr,由����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������于Ni的添加会造成锆合金����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������吸氢,引发氢脆,故研究者们降低了Ni的含量,����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������增加Fe的含量以弥补Ni减小引起的锆合金����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������力学性能的不足,以此发展了一种新的����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������锆合金Zr-4。Zr-4被称为核电用第一代锆合����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������金,广泛用于轻水堆燃料的包壳材料。


2011年日本福岛核电事故的发生,使得研究者们����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������对����� ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������Ƴ�������锆合金包壳材料提出了更高的要����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ�������求,根据美国管理委员会(Nu����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������clear Regulatory Commi����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������ssion,简称NRC)对核电包壳材料的标准����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������,包壳材料的最高耐受温度为2200°F(1����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ����������� �������Ƴ������204°C)。因此作为核电包壳����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ�������材料,需要满足耐高温水蒸气氧化性能,����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������当冷却剂缺失时,可以降低包壳材料的����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������热量和氢气的释放量,为事故����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������抢修争取时间。


为了解决这个问题,国内外很����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������多研究者对锆合金的表面防护涂层����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������进行了大量研究,具体的涂层包括Cr����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������基涂层、MAX涂层、Fe基涂����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������层等。其中Cr基涂层的耐腐蚀性����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������最佳,抗氧化能力优异,且金属Cr与锆合金的热����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������膨胀系数相匹配,被认为是最有����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������发展前景的锆合金表面防护涂层。����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������


本文利用耐驰同步热分析仪STA 449����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������F3研究了Cr基涂层在1200����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������°C水蒸气条����� ������� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ��������件下对Zr-4合金基底的抗氧化性能,并����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������与Zr-4合金基底进行了比较。

仪器:Netzsch STA 449F3

图1是Cr coated Zr-4����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������� 合金和Zr-4 合金基体����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������在1200°C高温水蒸气(绝对水����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������蒸气浓度90%)条件下,恒温1h����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������的TG对比曲线。氧化TG曲线显示,涂����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������层锆合金(Cr coated Zr-4����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������� 合金)经1200°C高温水蒸气氧化1h,����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������其质量增重百分数约为12.30%����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������,而Zr-4合金基体在相同氧化条件下的质����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������量增重百分数约为16.79%。在氧化性能的测试����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������中,氧化增重速率是衡量材料氧化的一项重要指标����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ����������� �������Ƴ�������。从图1可知, Zr-4合����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������金基体的氧化增重速率明显快于Cr涂����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������层锆合金的氧化增重速率,即C����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������r涂层锆合金的高温抗氧化性能明显优于Z����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������r-4合金基体。


图1����� �������Ƴ�������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� Cr coa����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ����������� �������Ƴ�������ted Zr-4 合金和Zr����� �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ�������-4 合金基体在1200°C高温水蒸气(绝对水蒸����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������气浓度90%)条件下,恒温����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������1h的TG对比曲线

图2 高温水蒸气氧化处����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������理后的Cr coated Zr-4 ����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������合金和Zr-4 合金基体的形貌图。(第一����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������行:Zr-4 合金基体;第二行:Cr c����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������oated Zr-4 合金;从左到右分别是样品����� �������Ƴ����������� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������的顶部、侧面、底部)

通过STA高温水蒸气氧化实验,评判了涂层锆合金(����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������Cr coated Zr-4 合金)对锆合金基底����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ����������� �������Ƴ�������的防护效果。耐驰同步热分析仪拥有丰富����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������的配置,可以通过STA来模拟����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������样品在实际使用环境下的性能,可研����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������究对应温度、气氛、湿度等因素对材料����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������性能的影响。

作者

盛沈俊

耐驰仪器公司应用实验室


耐驰科学仪器����� ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������Ƴ�������商贸(上海)有限公司
地址:上海市外高桥保税区富特����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������北路456号1#楼3层A部
邮箱:nsi@netzsch.c����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ�������om
传真:021-58663120
关注我们
欢迎您关注我们的微信公众号了解更多信息����� �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������������ �������Ƴ������:
欢迎您关注我们的微信公众号
了解更多信息