麻省理工学院《Corrosion Science》：沸水堆用Cr-Nb包覆燃料包壳的高温行为与耐蚀性

2026-07-13 16:21:54 作者：腐蚀与防护来源：腐蚀与防护分享至：

随着福岛核事故发生，耐事故燃料（ATF）成为核燃料包壳材料的重点研究方向。目前应用于压水堆（PWR）的纯Cr涂层在沸水堆（BWR）高溶解氧环境中易发生氧化产物溶解，出现涂层失效问题，无法满足沸水堆的长期使用要求，行业亟需可适配沸水堆工况的新型包壳防护涂层。

来自美国麻省理工学院等的研究人员制备了两种不同铌含量的Cr-Nb合金涂层，系统探究其在沸水堆常规运行工况与冷却剂丧失事故（LOCA）工况下的高温性能、微观结构演变及腐蚀行为，验证Cr-Nb涂层作为沸水堆耐事故燃料包壳涂层的可行性。相关研究成果已发表在近期的Corrosion Science期刊上。

研究选用Zircaloy-4、优化型ZIRLO™、LK3三种锆基包壳合金作为基体，采用非平衡磁控溅射技术在基体表面沉积纯Cr涂层、13 at% Nb和24 at% Nb两种Cr-Nb涂层。沉积温度为250 ℃，腔体工作压力0.2 Pa，氩气流量90 sccm，通过调控铬、铌靶材功率精准控制涂层成分，涂层厚度约6.2~8.3 μm。沉积前对锆基管材进行超声清洗与氩等离子体刻蚀，去除表面氧化物和杂质。利用惰性气体熔融法（IGF）检测材料氢含量；同时开展沸水堆高压釜腐蚀测试以及800 ℃、1100 ℃高温蒸汽氧化测试，评估涂层在不同工况下的耐腐蚀与抗氧化能力。

图1. 300 ℃、10 MPa纯水体系中铬的电位-pH图，标注了轻水堆相关运行工况

图2. 铬-铌二元体系相图，标注了本研究测试的涂层成分区间

图3. 长期流动式高压釜腐蚀测试装置示意图与实物照片

图4. 高温蒸汽氧化实验装置示意图、实物照片及样品夹具细节

图5. 沉积态涂层的外表面与截面扫描电子显微镜形貌图

图6. 沉积态铬-铌涂层的波谱仪元素分布线扫描结果

图7. 铬-铌涂层与锆合金基体的掠入射X射线衍射图谱及主峰局部放大图

图8. LK3基体上沉积态76Cr-24Nb涂层的透射电子显微镜形貌图与选区电子衍射花样

图9. 不同载荷下纯铬涂层与铬-铌涂层的维氏硬度压痕扫描电子显微镜形貌图

图10. 沸水堆高压釜长期测试后的样品质量变化、截面扫描电镜-能谱映射图及元素线分布曲线

图11. 经过123天沸水堆高压釜腐蚀测试后各类涂层的表面扫描电子显微镜形貌图

图12. 1100 ℃蒸汽氧化条件下样品的增重量变化曲线

图13. 1100 ℃氧化动力学拟合曲线与防护阶段的抛物线速率常数

图14. 1100 ℃下不同氧化时长样品的宏观外观照片

图15. 1100 ℃下蒸汽氧化5分钟与120分钟后涂层表面扫描电子显微镜形貌图

图16. 1100 ℃蒸汽氧化后纯铬涂层的扫描电镜与能谱元素分布图像

图17. 1100 ℃蒸汽氧化2小时后纯铬涂层样品的能谱元素线扫描结果

图18. 1100 ℃蒸汽氧化后87Cr-13Nb涂层的扫描电镜与能谱元素分布图像

图19. 1100 ℃蒸汽氧化后76Cr-24Nb涂层的扫描电镜与能谱元素分布图像

图20. 1100 ℃蒸汽氧化120分钟后铬-铌涂层界面处的能谱元素线扫描结果

图21. 1100 ℃蒸汽氧化30分钟后76Cr-24Nb涂层样品的30 kV高能能谱元素线扫描结果

图22. 沉积态以及1100 ℃蒸汽氧化1分钟、5分钟后铬-铌涂层的X射线衍射图谱

图23. 800 ℃蒸汽氧化条件下样品增重量变化曲线与不同氧化时长样品的宏观外观

图24. 800 ℃蒸汽氧化后76Cr-24Nb涂层的扫描电镜与能谱元素分布图像

图25. 800 ℃蒸汽氧化不同时长后铬-铌涂层与基体界面的扫描电子显微镜形貌图

图26. 1100 ℃和800 ℃蒸汽氧化后涂层样品的氢含量测试结果

图27. 铬-铌涂层防护性能逐步失效的演化机理示意图

研究表明，两种配比的Cr-Nb涂层在模拟沸水堆长期工况下可保持结构完整，有效规避了纯Cr涂层氧化产物溶解、涂层脱落的问题；在800 ℃高温蒸汽环境中，Cr-Nb涂层耐蚀性与纯Cr涂层相当，历经长时间氧化也未出现涂层剥离；在1100 ℃冷却剂丧失事故工况下，Cr-Nb涂层可维持45分钟的有效防护能力，虽防护时长短于纯Cr涂层，但足以覆盖沸水堆典型事故的关键阶段；高温环境下涂层仅出现微观裂纹，未发生分层脱落，且能显著抑制氢向锆基基体渗入，综合性能证明Cr-Nb涂层可作为适配沸水堆的新型耐事故燃料包壳涂层，具备进一步开展堆内辐照与力学性能测试的价值。

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