通过采用ZTA壳层设计来提高ZrN陶瓷的抗热液腐蚀性能，以替代UN-UO 2核壳结构陶瓷燃料

时间：2026年3月21日

来源：Journal of Alloys and Compounds

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耐水解腐蚀性研究中，3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA陶瓷经360℃/18.6MPa/4h腐蚀后，ZTA质量损失最低（0.056wt.%），结构完整。ZrN-ZTA核壳陶瓷（22-66vol.% ZrN）在相同条件下保持结构稳定且质量损失≤0.059wt.%，实现腐蚀损伤仅限壳层，有效保护ZrN核。该设计为提升核燃料UN的水解腐蚀性能提供新思路。

刘红兰|陈明洲|郭卫明|朱琳琳|任启森|杨荣坤|廖业红|林华泰

广东工业大学机电工程学院，中国广州510006

摘要

本文评估了3Y-ZrO₂、氧化铝增强的氧化锆（ATZ）和氧化锆增强的氧化铝（ZTA）陶瓷的抗水热腐蚀性能。结果显示，ZTA陶瓷具有优异的抗水热腐蚀性能，是制作核反应堆燃料芯壳结构的理想选择，因为它能有效提升ZrN的抗腐蚀能力。在360℃和18.6 MPa的静态水环境中进行4小时的水热腐蚀实验后，ZrN-ZTA芯壳陶瓷的质量损失仅为0.046%至0.059%。含有22%、44%和66%体积分数ZrN的芯壳陶瓷保持了结构完整性，没有出现明显的分解或质量损失。这些芯壳陶瓷的抗水热腐蚀性能与纯ZTA陶瓷相当。这种芯壳结构将水热腐蚀损伤限制在壳体部分，有效保护了ZrN核心。本研究开发的芯壳设计显著提高了ZrN的抗水热腐蚀性能，为提升核反应堆中UN燃料的水热腐蚀性能提供了有价值的参考。

引言

传统的UO₂燃料与锆合金包壳组合在轻水反应堆（LWR）的极端运行条件下容易发生快速降解[1]、[2]、[3]。在冷却剂丧失事故（LOCA）发生时，反应堆核心温度会急剧上升。由于UO₂的热导率较低（9.8 W·m^-1·K^-1），燃料颗粒内部会产生温度分布不均的现象[4]、[5]、[6]。福岛核事故后，人们提出了增强型事故耐受燃料（ATF）以提升核燃料元件的LOCA抗性[7]、[8]、[9]。在众多替代UO₂的ATF候选材料中，UN燃料因其高铀密度、高熔点、高热导率、低热膨胀系数、优异的辐照稳定性和低裂变气体释放率而备受关注，被认为是第四代核能系统的理想候选材料[6]、[10]、[11]、[12]。与UO₂燃料相比，UN的高热导率有助于降低温度梯度并减轻热应力；此外，其高铀密度还能延长燃料循环寿命[10]。尽管UN燃料在核能应用中具有显著优势，但由于抗氧化和抗腐蚀性能不足，其在事故条件下容易发生氧化和碎裂[13]、[14]、[15]、[16]。因此，解决这一问题对于实现UN作为ATF的潜力至关重要。近期研究重点是通过添加陶瓷相和金属添加剂来提高UN的抗氧化性能。Watkins等人[17]研究了含有5-10% UO₂的UN燃料的水热腐蚀性能，发现UO₂的加入反而加剧了氧化现象，晶界侵蚀和剥落是主要降解机制。Costa等人[18]研究了中等至高密度UN-UO₂复合材料（理论密度91-97%）在LWR中的氧化行为。热重分析（TGA）显示，含有10% UO₂的UN复合材料氧化起始温度（OOT）比纯UN高593±6 K，并且氧化速率降低；然而，随着UN含量的进一步增加，OOT降低，但降解仍主要由晶界侵蚀主导。Mishchenko等人[19]系统研究了UN-AlN和UN-Cr₂N/CrN复合材料在空气和缺水蒸汽环境中的氧化行为。与纯UN相比，UN-Cr₂N/CrN在空气中的抗氧化性能有所提升。Shivprasad等人[20]制备了以UN、Si和石墨为原料的UN-SiC复合材料，虽然SiC本应增强保护作用，但实际上在UN/SiC界面形成的铀硅化物反而削弱了抗氧化性能。综上所述，仅在UN基体中分散抗氧化第二相并不能提供有效的保护屏障，因为腐蚀会通过晶界或反应界面等薄弱环节渗透材料，导致UN直接与水热环境接触并发生氧化。为解决这一问题，需要构建一种致密且连续的物理屏障，以具备极高的抗水热腐蚀能力，从而将UN与外部水热环境完全隔离。在我们之前的研究中[21]，提出了一种UN-UO₂芯壳陶瓷燃料，旨在通过施加抗氧化涂层来提高UN的抗氧化和抗水热腐蚀性能。然而，由于铀的化学毒性和放射性，直接使用含铀材料进行实验存在安全隐患且成本高昂[22]、[23]。为了降低研发成本并减少对研究人员和环境的危害，通常会使用替代材料进行初步探索。初步筛选发现3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA因其物理性质与UO₂相似（表1），成为潜在的替代材料。3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA的熔点及热膨胀系数与UO₂相近，但理论密度较低。尽管如此，本研究重点关注的是模拟烧结行为和抗水热腐蚀性能，理论密度的差异影响较小。为了有效评估抗水热腐蚀性能，需要使用具有类似UO₂抗腐蚀性能的材料。本研究系统评估了3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA陶瓷以及不同ZrN含量的ZrN-ZTA芯壳陶瓷的抗水热腐蚀性能。要求这种高铀密度燃料在包壳破损条件下能在350℃的加压水中至少4小时内保持稳定[29]。因此，样品在360℃和18.6 MPa的条件下进行了4小时的水热腐蚀实验。

实验步骤

实验方法

实验所用原料为市售的3Y-ZrO₂粉末（Y₂O₃含量3%，粒径0.2-0.5 μm，纯度99%，山东中瓷功能材料有限公司提供）和Al₂O₃粉末（粒径0.2 μm，纯度99.99%，日本泰美化学有限公司提供）。ATZ和ZTA复合粉末的配方分别为80% 3Y-ZrO₂与20% Al₂O₃以及85% Al₂O₃与15% 3Y-ZrO₂，通过球磨机混合24小时后在60℃下干燥24小时以去除水分。

不同壳层材料的水热腐蚀性能

图2展示了3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA陶瓷在360℃和18.6 MPa条件下水热腐蚀前后的外观变化。3Y-ZrO₂和ATZ陶瓷在水热腐蚀后发生分解，而ZTA陶瓷则保持完整，外观与腐蚀前相同。表3显示，ZTA陶瓷的质量损失仅为0.056%。因此，在三种材料中，ZTA陶瓷的抗水热腐蚀性能最强。

结论

本研究评估了3Y-ZrO₂、ATZ和ZTA陶瓷的抗水热腐蚀性能。由于ZTA陶瓷具有更好的抗水热腐蚀性能，被选为芯壳结构的壳层材料。含有22%、44%和66%体积分数ZrN的芯壳陶瓷在360℃和18.6 MPa的静态水环境中水热腐蚀4小时后，保持了结构完整性且质量损失微乎其微。这些芯壳陶瓷表现出优异的抗腐蚀性能。

作者贡献声明

林华泰：撰写、审稿与编辑、监督。 廖业红：监督、资源协调。 杨荣坤：方法设计、实验实施。 任启森：项目管理、实验研究。 朱琳琳：实验研究、概念构思。 郭卫明：撰写、审稿与编辑、资金筹集。 陈明洲：撰写、审稿与编辑、实验研究。 刘红兰：初稿撰写、数据分析、数据整理。