日本“福島”核事故后，中山為了提高核反應堆在嚴重事故下的大學度評得新安全性，國際核能界提出了“耐事故核燃料”概念。先進在眾多技術路線中，耐事牛耐事故包殼涂層技術通過高性能涂層來大幅提升抵御嚴重事故能力，故燃估領對于核電安全具有重要意義。料包強度是殼涂耐事故涂層性能考核的重要指標，然而目前國際上尚未形成相應的層強材料強度評估方法和安全準則，對于常規服役工況和嚴重事故工況下的進展力學性能、微結構演化和失效機制等尚未形成清晰認識。中山
圍繞該領域重大需求，大學度評得新中山大學核材料與力學團隊馬顯鋒教授和蔣季伸副教授等針對先進耐事故涂層的先進抗氧化性能和力學性能需求，開展了先進高溫原位力學測試和宏介觀數理建模，耐事牛構建了耐事故涂層強度評估框架和失效預報方法，故燃估領為耐事故涂層安全準則的料包建立提供了重要理論依據。
針對不同種類耐事故涂層，開展了室溫和400℃的拉伸和疲勞原位測試。研究表明，涂層表面開裂行為對鋯合金基體疲勞壽命產生顯著影響（見圖1）。在疲勞載荷下，TiCrAlN陶瓷涂層呈典型脆性開裂特征，涂層表面開裂使得裂紋更早擴展進入基體，從而縮短了樣品疲勞壽命。相比之下，高溫下Cr金屬涂層的韌性提升，使得涂層與基體變形協調得到改善，從而有效抑制基體裂紋萌生，顯著提高了疲勞壽命。盡管TiCrAlN涂層具備比金屬Cr涂層更優異的耐氧化性能，本研究顯示其力學性能和變形協調會帶來顯著不利影響。
圖1. 不同耐事故涂層對鋯合金疲勞性能的影響：(a)原始鋯合金和含涂層樣品的疲勞應力-壽命曲線，(b)Cr涂層表面裂紋形貌，(c)TiCrAlN涂層表面裂紋形貌
在嚴重失水事故條件下，受復雜的熱-力-化耦合作用，涂層失效機理與正常服役工況下完全不同，這也是決定涂層耐事故性能的關鍵。通過不同溫度預氧化Cr涂層樣品的原位三點彎曲測試（見圖2）和力學分析（見圖3），構建了涂層的熱-力-化耦合失效機理模型，并揭示了涂層再結晶增韌與界面脆性起裂的競爭作用機制。
圖2.?1100℃/1h預氧化Cr涂層樣品的三點彎曲變形行為：(a)-(c)變形開裂的原位觀測；(d)載荷-撓度曲線；(e)-(g)界面區域TEM結果
圖3.?外載下的涂層-基體應力分布結果：(a)-(c)原始態；(d)-(f)真空退火態；(g)-(i)預氧化態
研究表明，氧化-擴散行為顯著影響Cr涂層樣品的微結構和力學性能，從而導致Cr涂層在外載下的不同開裂模式（見圖4）。模擬事故高溫條件使得涂層由柱狀晶向等軸晶轉變，提升了Cr涂層的塑性變形和斷裂性能。然而，涂層/基體界面處會形成脆性ZrCr2.擴散層，在外載下容易引起微裂紋。此外，高溫下氧不僅與Cr涂層反應形成Cr2O3氧化層，而且會擴散到基體中促進韌性β-Zr向脆性α-Zr(O)轉變。在脆性ZrCr2和α-Zr(O)層中形成的裂紋較容易穿過涂層和界面，從而導致涂層樣品的更早失效。
圖4.?外載下的涂層基體失效機制示意圖：(a)-(c)原始態；(d)-(f)真空退火態；(g)-(i)預氧化態
以上研究成果已發表于：Corrosion Science, 2021 (193) 109870；Materials & Design, 2021(212), 110168；Journal of Nuclear Materials, 2021,?545, 152651。
論文第一作者：蔣季伸副教授，jiangjsh3@mail.sysu.edu.cn。蔣季伸副教授自2019年起在中山大學中法核工程與技術學院工作，主要研究方向為耐事故燃料包殼涂層的強度評價，已發表SCI/EI等文章30余篇。
通訊作者：馬顯鋒教授，maxf6@mail.sysu.edu.cn。馬顯鋒教授擔任中山大學中法核工程與技術學院副院長、中山大學核能材料與服役安全中心主任、核燃料循環與材料學科帶頭人、核材料與力學研究室負責人，已承擔國家級和省部級重點項目等10余項，發表SCI/EI文章70余篇。
目前，中山大學已建成由國家級領軍人才、法國工程院院士、中山大學“百人計劃”教授和副教授組成的先進核材料與力學團隊，依托中法緊密合作，打造了先進材料研制、原位微納力學測試、多尺度材料模擬于一體的國際一流科研平臺，承擔了多項國家級和省部級重大/重點科研項目和重大工程研究任務。
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