孟繁良 张 强 刘 彤 任啟森 李 锐 丁 原 蔡振兵

(1.中广核研究院有限公司 广东深圳 518000;2.西南交通大学摩擦学研究所 四川成都 610031)

福岛事故后，传统的UO2-Zr体系的安全性受到广泛的质疑，事故容错燃料(Accident-tolerant fuels,ATF)成为研究的焦点与热点[1-2]。ATF包壳具有更优异的高温氧化性能，能够从源头上缓解或抑制事故的发生与发展[3-5]。燃料组件主要是由核燃料和包壳管组成。包壳管是核燃料的密封外壳，主要起隔离燃料芯体和冷却剂、阻止裂变产物泄漏等作用[6]。所以，包壳材料的性能直接影响着核电站的经济安全性。

当反应堆运转时，燃料棒通过包壳管在格架中夹持固定。在正常工作期间，包壳管内壁要不断承受裂变气体压力，同时还要承受高压、高温和强中子辐射[7-10]。在长期的交变应力和辐照下，包壳管与格架连接处的刚凸容易发生松动，使得包壳管发生蠕动位移，进而发生微动磨损，影响反应堆的正常运转，严重的甚至会威胁到核燃料组件安全[11]。目前，国内外针对核电用包壳材料的微动磨损行为展开了大量的研究。PETER[12]建立了包壳管微动磨损模型，研究了不同水流速对包壳管磨损程度的影响。LAZAREVIC等[13]研究了不同高温水环境下的Zr-4合金的微动磨损性能，建立了考虑氧化和冲击的微动模型。ZHANG等[14]研究了300 ℃高温水环境下3种不同锆合金的微动磨损行为，发现锆合金主要发生了疲劳剥落和氧化磨损。目前大部分研究都集中在锆合金上，实验选材较为单一，无法就不同潜在的核电用材料的微动磨损性能进行横向比较。……