电流辅助对锆合金与MAX相材料Ti3AlC2连接的影响及其连接界面的调控研究

摘要

锆合金是目前应用最为广泛的核燃料包壳管材料。然而，在850℃时锆合金会发生晶格转变，由低中子吸收截面的α相转变为不耐中子辐照的β相，并且在高温时会发生锆水反应，放出大量的热，严重威胁反应堆安全。因此，目前的锆合金包壳管材料无法满足新一代核反应堆安全性、事故容错率更高的要求，必然要对其进行改性。
　　Ti3AlC2是一种性能优异的三元金属陶瓷材料，其耐高温高温性能好、耐水腐蚀能力强并且具有一定的耐中子辐照能力，是改善锆合金性能的候选材料之一，而锆合金与MAX材料的连接问题目前鲜有研究。本文通过两种不同的加热方式对Zr/Ti3AlC2的连接机理进行探究。结果发现在电流作用下Zr/Ti3AlC2的连接温度显著降低，由1050℃降低到750℃。SEM/EDS对连接界面分析显示，其连接机理为Ti3AlC2中的Al原子向Zr中扩散，在靠近Zr一侧形成了锆铝合金相。合金相的种类随着Al原子扩散深度的不同而不同。通过计算，电流辅助下扩散的激活能为6.9kJ/mol，相对于传统热压扩散时的38kJ/mol激活能大大降低。同时电流焦耳热，电场作用下电迁移的作用都是影响电流辅助连接的主要因素。
　　为了对连接界面进行调控，在连接之前用物理气相沉积(PVD)的方法在试样表面镀上TiC作为中间层，发现在Ti3AlC2表面镀TiC层后，能有效抑制铝原子的扩散，且连接接头剪切性能得到提升。TiC中间层的晶粒取向及Ti-C原子比对连接有很大影响。TiC(111)取向及Ti缺位时更有力于二者连接。对剪切测试后的样品进行SEM/EDS，Raman分析得到的结果显示Zr/Ti3AlC2接头断裂在Ti3AlC2与锆铝合金层界面处，而有TiC中间层时断裂在Zr与TiC层界面，并且在Zr一侧有ZrC存在，可以判定有TiC层时，锆原子可固溶入TiC层，此为TiC层存在时接头连接机理。

目录

声明

摘要

第一章 文献综述

1．1 研究背景

1．2 锆合金概述

1．2．1 锆合金的研究进展

1．2．2 目前锆合金存在的问题及未来发展趋势

1．3 Ti3AlC2相------一种潜在的压水堆用结构材料

1．3．1 MAX相材料简述

1．3．2 Ti3AlC2相陶瓷材料研究进展

1．3．3 Ti3AlC2相陶瓷材料耐辐照性能研究

1．4 金属与陶瓷的连接

1．4．1 金属与陶瓷的连接工艺概述

1．4．2 电流对物质连接的影响

1．5 本文研究内容

第二章 电流对Zr-Ti3AlC2连接机理的影响探究

2．1 引言

2．2 实验内容

2．2．1 样品准备

2．2．2 实验方法与工艺

2．3 实验结果与讨论

2．3．1 电流作用下Zr-Ti3AlC2连接机理

2．3．2 电流方向对Zr-Ti3AlC2扩散连接的影响

2．3．3 电流对Zr-Ti3AlC2中Al原子扩散激活能的影响

2．3．4 电流焦耳热对Zr-Ti3AlC2扩散连接的影响

2．6 本章小结

第三章 TiC中间层对Zr-Ti3AlC2连接界面的影响探究

3．1 引言

3．2 实验工艺

3．2．1 Zr与Ti3AlC2 PVD镀膜工艺

3．2．2 连接接头剪切测试与断裂机理分析

3．3 TiC中间层对Zr-Ti3AlC2连接影响的结果与讨论

3．3．1 TiC晶粒取向为(111)时对Zr-Ti3AlC2连接的影响结果

3．3．2 TiC晶粒取向为(200)时对Zr-Ti3AlC2连接的影响结果

3．3．3 连接接头的剪切性能测试与断裂机理探究

3．4 本章小结

第四章 全文结论

发表论文和参加科研情况说明

参考文献

致谢