综述：模拟压水堆一次水中锆合金包壳管的温度依赖微动磨损

《Nuclear Engineering and Design》：Temperature-dependent fretting Wear of zirconium alloy cladding tubes in simulated PWR primary water

　　

摘要

格架-燃料棒摩擦（GTRF）是压水堆（PWR）燃料组件的主要失效模式。本研究在模拟一回路冷却剂的标准硼-锂（B-Li）水质条件下，对锆合金包壳与锆合金凹坑之间的磨损试验进行了研究，温度范围为25 °C至315 °C。结果表明，摩擦与磨损响应随温度的变化呈现出明显分歧。具体而言，磨耗体积和Archard磨损系数均表现出显著的温度依赖性，两者在190 °C达到峰值，而等效摩擦系数在所有测试条件下保持大致恒定。磨损演化过程受三个不同阶段控制，各阶段由热致摩擦氧化层主导：在低温下，机械剥离起主导作用；在中温下，松散的氧化碎屑促进严重的三体磨损；在高温下，连续富氧化物表面层的形成减轻了基体犁沟损伤。本研究阐明了摩擦氧化产物在多温度梯度下对磨损损伤的双重调控作用，为在简化实验室条件下评估锆合金燃料包壳的磨损风险提供了基本的实验和理论参考。

引言

锆合金因其优异的中子经济性、良好的耐腐蚀性和高温机械性能，被广泛用于压水堆（PWR）燃料包壳材料。然而，在PWR运行过程中，由于流致振动（FIV）的作用，锆合金包壳管与格架之间不可避免地会发生磨损，导致包壳减薄甚至开裂，可能引发燃料泄漏，威胁核电站的安全运行。根据全球PWR运行的统计数据，超过65%的燃料棒失效可归因于格架-燃料棒摩擦（GTRF）。核级合金在服役条件下的疲劳与裂纹萌生行为已得到广泛研究，为理解材料退化机制提供了基本认识。现有大多数锆合金磨损研究集中于常温空气或单一高温水条件下的试验。PWR实际一回路在具有固定硼-锂（B-Li）冷却剂配方的高温高压液态环境中运行，然而相关摩擦学研究仍存在若干不足之处。一方面，大多数已发表的工作仅选取一个或两个离散温度点，缺乏覆盖从冷停机到满功率运行整个服役温度窗口的连续温度-压力梯度实验，这限制了对摩擦氧化层演化特征的综合分析。另一方面，许多磨损试验采用简化的仅含硼酸溶液，未匹配氢氧化锂，而采用工业标准1200 mg/L H?BO? + 2.2 mg/L LiOH配方在多个热梯度下进行的动态高压磨损实验仍鲜有报道。此外，许多现有试验采用因科镍/锆异质接触对以简化试验装置，而具有更优中子经济性的同质全锆匹配结构受到的研究关注有限；锆合金支撑格架具有较低的夹紧刚度，在冷却剂诱发振动下更容易发生磨损损伤，而此类接触构型在真实B-Li水下的系统性摩擦学数据仍然匮乏。高温加压水加速了锆合金的表面氧化，但关于摩擦氧化膜功能作用的理解存在矛盾。一些研究表明，完整的氧化层可作为保护屏障以减轻材料损失，而另一些研究则表明碎片化的氧化碎屑会引发严重的三体磨损。除锆合金外，其他核级材料——如熔盐堆用镍基合金——的失效机制和改性策略也得到了广泛综述。关于Cr涂层Zr合金的最新研究表明，高温蒸汽环境促进了疲劳诱发裂纹的演化并影响表面氧化物的保护性能，为本研究观察到的无涂层锆合金氧化行为提供了补充见解。此外，晶界介导的Zr扩散和Cr?O?还原已被确定为控制Cr涂层系统蒸汽氧化退化的关键机制。这些发现也可能有助于解释无涂层Zr合金在高温下氧化层的连续性与缺陷形成，突显了理解不同核服役环境中温度依赖性退化机制的重要性。在缺乏标准一回路水下多梯度试验对比数据的情况下，无法建立统一的机制解释。在此背景下，覆盖PWR全温度范围并使用真实B-Li冷却剂的系统性磨损试验极为迫切，可为提高反应堆安全性和延长燃料组件使用寿命提供有意义的参考。针对上述未解决的研究局限性，本研究构建了一个具有鲜明研究特色的完整实验框架。在标准化协同B-Li模拟一回路水条件下，设计了五组匹配的温度-压力工作条件，并采用与最优堆芯中子设计一致的同质Zr-Sn-Nb管-凹坑试样。利用自主研发的高温高压磨损装置完成所有对比试验。采用光学显微镜和白光干涉仪表征表面磨损形貌。结合Archard磨损理论和能量耗散法量化摩擦系数与磨损系数，以评估耐磨性能。结合横截面微观组织观察，本研究系统揭示了温度依赖的三阶段磨损转变规律，并阐明了摩擦氧化层的双重调控效应，为锆合金燃料包壳的结构优化提供了理论指导。

试样

试验材料为外径9.5 mm、壁厚0.57 mm的Zr-Sn-Nb合金（N36）包壳管。需要注意的是，锆合金包壳材料的成分可能因制造商和具体合金规格而异。合金化元素——尤其是Nb、Sn和Fe——的变化可能显著影响氧化动力学、氧化层特性和磨损行为。例如，Nb……

磨痕形貌

图2展示了不同温度下磨痕的表面轮廓与三维形貌。在25 °C时，磨痕呈凸起形状，表面积聚了大量磨损碎屑。在90 °C时，磨痕宽度达到最小值，部分碎屑仍附着于磨痕表面。在190 °C和250 °C时，磨痕宽度显著增加，磨损面低于原始包壳表面，表明磨损大幅增加……

结论

本研究系统调查了模拟PWR一回路水中锆合金包壳的温度依赖性磨损行为。研究旨在区分实验现象、合理机制、未解决的局限性及工程意义，而不进行过度的反应堆内外推。核心结论总结如下：(1) 磨耗体积和Archard磨损系数表现出非单调的温度依赖性，在190 °C达到峰值后下降……

CRediT作者贡献声明

Quanyao Ren（任全耀）：撰写——初稿，验证，软件，方法论，调查研究，数据整理，概念构思。Kaidong Chen（陈恺东）：撰写——审阅与编辑，验证。Zhong Xiao（萧中）：方法论，资金获取。Zhengyang Li（李正阳）：调查研究，概念构思。Sai Li（李赛）：调查研究，数据整理。

利益冲突声明

作者声明，没有已知的竞争财务利益或个人关系可能影响本文所报告的工作。