[发明专利]锆合金包壳的表面涂层的制备方法以及表面涂层

说明书

本发明提供了一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法，所述制备方法采用碳化物靶材在锆合金基体上形成碳化物涂层。所述制备方法包括：对锆合金基体进行机械打磨和抛光处理；将锆合金基体置于丙酮和去离子水组成的溶液中进行超声清洗；对锆合金基体进行低温烘干处理；采用射频磁控溅射方法溅射烧结碳化物靶材，溅射功率在1200W以下，并辅助偏压范围0‑1000V，从而形成碳化物涂层；将形成有碳化物涂层的锆合金基体从磁控溅射仪中取出，在氩气环境下进行热处理，温度在500‑700℃，时间1‑3小时；以及对形成有碳化物涂层的锆合金包壳进行检验。本发明还提供了一种表面涂层。通过本发明的锆合金包壳的表面涂层的制备方法，能够提高锆合金包壳的耐腐蚀和抗氧化性能。

技术领域

本发明涉及表面处理技术领域，具体地，涉及一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法以及一种表面涂层。

背景技术

核燃料包壳作为核反应堆的第一道防护屏障，其安全性至关重要。就其所处的工况环境而言，由于其一侧靠近高温核燃料芯块部分，另一侧与高温高压状态下的冷却剂(例如温度在280-350℃之间，压力在10-16MPa 之间)接触，所以在使用过程中，在靠近芯块一侧，膨胀的芯块会与包壳作用(PCI，Pellet-Cladding interaction)产生应变，导致包壳的应力腐蚀开裂(SCC，Stress Corrosion Cracking)，而在靠近冷却剂的一侧，则会受到冷却剂的腐蚀作用。这种腐蚀会导致包壳表面出现疖状腐蚀或者均匀腐蚀，最终可能导致包壳管的开裂。因此，对包壳材料的高温稳定性、抗热中子吸收性、导热性、抗腐蚀氧化等性能有相当高的要求。

锆合金由于具有低热中子吸收性、低膨胀系数、高导热能力和良好的高温抗氧化性，已经作为包壳材料广泛应用于核电站中，并不断开发出锆 -锡合金、锆-铌合金和锆-锡-铌合金三类具有良好使用性能的材料。但是，由于在高温环境中，尤其是在冷却剂丧失事故或称失水事故(LOCA，Loss of Coolant Accident)条件下，水侧锆合金会发生严重腐蚀和吸氢，导致包壳管出现脆裂现象。例如在福岛事故中，由于堆芯失水升温至约 1200℃，燃料棒锆合金包壳和水蒸气的剧烈放热将大大加速事故发生的进程，不但直接释放了大量的热量导致燃料元件急剧升温，还产生了大量的氢气，引发了氢气爆炸及放射性物质外泄等严重后果。因此有必要针对锆合金的耐腐蚀和抗氧化性能开展研究。

发明内容

本发明的目的在于至少部分地克服现有技术的缺陷，提供一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法，以缓解水侧腐蚀或者高温蒸汽导致的氧化。

本发明的目的还在于提供一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法，以降低在事故条件下包壳损坏的风险。

本发明的目的还在于提供一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法，以提高锆合金包壳的耐腐蚀和抗氧化性能。

本发明的目的还在于提供一种所得涂层更致密的锆合金包壳的表面涂层的制备方法。

为达到上述目的或目的之一，本发明的技术解决方案如下：

一种锆合金包壳的表面涂层的制备方法，所述制备方法采用碳化物靶材在锆合金基体上形成碳化物涂层。

根据本发明的一个优选实施例，所述制备方法包括：

步骤1：对锆合金基体进行机械打磨和抛光处理；

步骤2：将锆合金基体置于丙酮和去离子水组成的溶液中进行超声清洗，超声清洗5-10min；

步骤3：对锆合金基体进行低温烘干处理；