核燃料棒Zr合金包殼與其支撐格架發(fā)生的微動磨蝕（Grid to rod fretting, GTRF）是造成核反應堆燃料組件失效的主要因素之一。全球壓水堆中超過50 %的核燃料故障事故與GTRF有關。研究發(fā)現(xiàn)，鍍有金屬Cr的Zr合金包殼在抗水氧化和蒸汽氧化方面表現(xiàn)出了優(yōu)越的性能，然而，迄今為止仍缺少有Cr鍍層Zr合金包殼的擾動腐蝕行為研究，因此深入了解該類材料的抗摩擦腐蝕機制，對于防止核燃料棒摩擦腐蝕泄漏至關重要。

上海交通大學曾小勤團隊模擬了Zr合金包殼和Inconel 718合金網(wǎng)格的GTRF過程，比較研究有Cr涂層Zr合金與無涂層Zr合金的微動磨蝕失效原因和機理。

在樣品的微觀結(jié)構分析中，研究團隊借助了布魯克同軸TKD納米尺度的空間分辨能力，對腐蝕后Zr合金表層進行了相分析與晶體取向分析。

鍍Cr涂層Zr合金樣品進行微動磨損腐蝕后，同軸TKD分析了其磨損區(qū)橫截面組織，發(fā)現(xiàn)其微觀結(jié)構由表及里可分為三層，分別是納米晶（NC）層、超細顆粒（UFG）層和變形（GD）層，NC層位于外表面，其厚度從200~1000 nm不等，UFG層晶粒尺寸呈微米級，且沿磨損方向生長呈柱狀（見圖1)。

圖1 在20 Hz下測試Cr涂層Zr合金包殼磨損區(qū)橫斷面同軸TKD結(jié)果

另外，研究團隊還對未鍍Cr的Zr合金包殼的磨損區(qū)和未磨損區(qū)進行取樣分析，借助同軸TKD發(fā)現(xiàn)，無論是否磨損，服役后Zr合金包殼表面都會形成300~400 nm的典型單斜-ZrO2（m-ZrO2）結(jié)構晶粒（見圖2），從IPF圖結(jié)果看出，單斜ZrO2納米顆粒是呈隨機取向的。對比磨損區(qū)與未磨損區(qū)的的同軸TKD結(jié)果，可以發(fā)現(xiàn)磨損區(qū)域單斜ZrO2相對較薄，厚度約為100 nm，還可以看到，磨損區(qū)域下的Zr合金基體的粒徑也比未磨損區(qū)要小得多，這通常是在的摩擦腐蝕試驗過程中變形晶粒再結(jié)晶形成的。

圖2 無涂層Zr合金包殼(a)未磨損和(b)磨損區(qū)域的橫斷面同軸TKD結(jié)果

對磨損剝落的凹坑位置進行同軸TKD分析?？梢钥吹?，同軸TKD很好的表征出了樣品厚度約5 μm的納米氧化層，通過分析發(fā)現(xiàn)該NC層主要是由于堆積的磨損碎片沒有及時排出造成的。進一步的分析發(fā)現(xiàn)，在NC層和UFG層之間存在約200 nm厚的內(nèi)氧化物層。

圖3無涂層Zr合金包殼上磨損剝落區(qū)的橫斷面結(jié)果：(a) SEM圖像；(b) TKD圖像

文中還使用了SEM、TEM、EDS等多種表征方式，表明Cr涂層帶來的更高硬度保證了Cr涂層Zr合金包殼具有良好的抗磨蝕性。

相關內(nèi)容請參考文獻：

Zhao Y , Bai Y , Yang J ,et al.Autoclave grid-to-rod fretting corrosion behaviors of the Zr alloy fuel cladding with and without Cr coating through advanced characterization[J].Corrosion Science, 2024, 239.DOI:10.1016/j.corsci.2024.112379.

作為e-Flash EBSD檢測器的附加選件，它使得在 SEM中的同軸透射菊池衍射(TKD)技術以及電子透明樣品的類STEM成像技術成為可能。OPTIMUS 2為原位實驗帶來了新的分析功能，進一步提高了空間分辨率、數(shù)據(jù)質(zhì)量和數(shù)據(jù)的完整性。

文獻解讀丨同軸TKD助力鎳基合金應力腐蝕機理研究

鋰電池材料表征方案

訂閱視頻號：

掃碼關注我們

www.bruker.com