西安交通大學(xué) 惲迪

說到日本福島核事故，至今仍讓人談虎色變。這場事故暴露出壓水堆核燃料芯塊-鋯合金包殼燃料體系在堆芯發(fā)生失水事故時產(chǎn)生的巨大風(fēng)險。在福島核事故中，鋯合金包殼與水蒸氣在高溫環(huán)境下發(fā)生了劇烈的氧化反應(yīng)，產(chǎn)生氫氣并釋放大量熱量，最終導(dǎo)致堆芯熔毀，放射性物質(zhì)泄露，造成難以挽回的嚴重后果。

作為壓水堆包殼材料，鋯合金具有良好的抗氧化性能、抗中子輻照性能、高硬度、優(yōu)良的延展性以及極低的熱中子吸收截面，早在上世紀五十年代，鋯合金就開始被用作壓水堆燃料的包殼材料，并沿用至今。

福島核事故發(fā)生后，我國核工業(yè)領(lǐng)域提出將鋯合金包殼進行改進，采用耐事故燃料包殼的思路。

耐事故燃料包殼的研發(fā)思路是，在堆芯發(fā)生失水事故時，降低燃料包殼的氧化速率和熱量釋放，延緩堆芯熔毀的時間，抑制氫氣釋放量，為采取措施應(yīng)對事故提供額外的窗口時間。

耐事故燃料包殼不僅能提高在事故工況下燃料的安全性能，降低氧化產(chǎn)氫及釋熱，而且能夠進一步改善現(xiàn)有的燃料系統(tǒng)及技術(shù)，具有進一步提高商用反應(yīng)堆的安全性和競爭力的潛力。

目前壓水堆燃料材料的設(shè)計主要有兩種途徑：第一是通過提高燃料的熱導(dǎo)率來降低燃料整體的溫度;第二是減小包殼材料在正常運行工況下腐蝕磨蝕及事故工況下的氧化反應(yīng)速率。

基于這兩種的設(shè)計途徑，目前在實際的耐事故燃料包殼材料設(shè)計中主要有三種思路：第一是通過元素調(diào)控進一步提高現(xiàn)有鋯合金的力學(xué)性能和抗氧化性，并進一步通過在鋯合金表面噴涂抗氧化涂層的方法來提高鋯合金的抗氧化性能;第二是研發(fā)具有更優(yōu)異性能尤其是抗高溫氧化性能的新型燃料包殼材料，比如基于SiC陶瓷的復(fù)合材料等;第三是研發(fā)具有更高熱導(dǎo)率，更高鈾密度或能夠包容放射性裂變產(chǎn)物的新型燃料芯塊，如全陶瓷微封裝芯塊、氮化物氧化物混合燃料芯塊、硅化物燃料芯塊等。

在諸多耐事故燃料包殼的理念中，涂層鋯合金由于不改變現(xiàn)有的鋯合金包殼的設(shè)計、涂層技術(shù)成熟的工業(yè)體系和較低的研究和開發(fā)成本，被認為是最有可能短期實現(xiàn)工業(yè)化應(yīng)用的耐事故燃料包殼選型。目前已開發(fā)了多種針對鋯合金的涂層材料，包括Cr涂層為代表的純金屬涂層、MAX相涂層、合金涂層、陶瓷涂層等。

我們課題組針對高溫蒸汽氧化條件下Cr涂層的失效機制、超設(shè)計基準工況(BDBA)下Cr涂層鋯-4合金的瞬態(tài)氧化行為等開展了大量工作，并探究CrN涂層作為耐事故燃料鋯合金表面涂層的可行性，提出通過高氮勢超晶格結(jié)構(gòu)解決CrN涂層裂解退化難題的思路。我們自主開發(fā)了包殼表面多元硬質(zhì)超晶格CrTiSiN涂層，并對涂層事故工況下的抗氧化性能和穩(wěn)態(tài)運行工況下的水腐蝕性能、抗微動磨蝕性能、內(nèi)壓疲勞性能和抗離子輻照性能等多方面性能進行探究，其展現(xiàn)出優(yōu)異的應(yīng)用前景。

作者簡介：

惲迪，男，1979年4月生。西安交通大學(xué)教授/博導(dǎo)，2017年入選中組部第十三批海外高層次人才引進計劃(青年)，自然科學(xué)基金企業(yè)創(chuàng)新發(fā)展聯(lián)合基金重點項目負責(zé)人，科技部重點研發(fā)計劃課題負責(zé)人，中國生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心核安全理事會理事，中國核學(xué)會材料輻照效應(yīng)分會理事，《材料導(dǎo)報》編委，《原子能科學(xué)技術(shù)》青年編委，中廣核鉛鉍堆燃料專業(yè)副總師，中國核動力研究設(shè)計院特聘專家。畢業(yè)于伊利諾伊大學(xué)香檳分校，獲核工程碩士、博士學(xué)位，后于美國阿貢國家實驗室任核工程師。主持或參與低尺度及介觀尺度核燃料及包殼材料模型與實驗驗證、鋯合金包殼涂層研究、高燃耗快堆金屬燃料研發(fā)及裂變氣體模型開發(fā)等項目。發(fā)表學(xué)術(shù)論文70余篇，其中SCI收錄包括Acta Materialia，Corrosion Science，Journal of Nuclear Materials等期刊論文 50余篇。獲中國發(fā)明協(xié)會創(chuàng)新獎及成果獎二等獎各一項，獲日內(nèi)瓦國際發(fā)明展金獎一項。