铬涂层核应用 preliminary 结构研究
材料科学
2026-05-05 v1
摘要
Following the Fukushima Daiichi 灾害，越来越多的研究集中于开发容错型燃料 (ATF) 燃料包壳材料，以防止 LOCA（失去冷却循环）等事件中锆的氧化，并有效降低紧急冷却 (ECC) 时释放的热量和氢气量。带有防护性铬 (Cr) 涂层的锆合金包壳被视为具有前景的候选方案，主要因其在核电站部署的时间周期相对较短。在本研究中，对 Cr 涂层和未涂层的 Zircaloy-4 包壳在真空中进行 200°C 至 1100°C 的高温 X 射线衍射 (HT-XRD) 评估。对应于氧化相形成的温度，未涂层样品为 >200°C，涂层样品为 >600°C。SEM 和 TEM 表征了 Cr 涂层样品经 HT-XRD 后的亚表面，发现 Fe 掺杂、形成 Zr(Fe,Cr)₂ Laves 相以及前 Cr/Z4 界面处的纳米气泡。
引用
@article{arxiv.2605.02531,
title = {Preliminary Structural Study of Chromium Coatings for Nuclear Applications},
author = {Michał A. Stróżyk and Jong-Dae Hong and JaeYong Kim and Iwona Jóźwik and Ryszard Diduszko and Jerzy Zagórski and Witold Chromiński and Kinga Suchorab and Katarzyna Ciporska and Marcin Brykała and Jacek Jagielski},
journal= {arXiv preprint arXiv:2605.02531},
year = {2026}
}
备注
20 pages, 8 figures