世界各國廣泛應(yīng)用核能發(fā)電,因?yàn)槠淠転榻?jīng)濟(jì)發(fā)展提供可靠的電力而碳排放量低、需處理的廢物量少 但是,2011年日本福島核事故迫使人們重新審查核電的安全性 在失水(LOCA)條件下,鋯合金包殼與水蒸汽發(fā)生劇烈的氧化反應(yīng)生成大量的氫氣和熱量,引發(fā)氫爆而使核燃料泄露[1] 此事故發(fā)生后提出了事故耐受燃料(Accident tolerant fuel,ATF)的概念[2, 3],其基本目標(biāo)是降低鋯合金包殼在失水(LOCA)條件下的高溫蒸汽氧化速率和減少產(chǎn)氫和產(chǎn)熱量,從而爭取足夠的時(shí)間以降低或避免氫爆的風(fēng)險(xiǎn) 事故耐受燃料的主要方案之一,是在鋯合金包殼管表面制備涂層以降低鋯合金包殼的高溫蒸汽氧化速率和提高燃料組件的事故耐受能力[4, 5] 涂層技術(shù)廣泛應(yīng)用于工業(yè)材料中,主要用來提高材料的耐蝕性和耐磨性 Zr合金包殼具有高熔點(diǎn)、耐輻照、與燃料兼容性好且中子吸收截面低等優(yōu)點(diǎn),在其表面制備涂層既不改變原有核燃料體系又能提高其耐高溫氧化性能 主要的Zr合金表面涂層有：Cr[4~11]、CrAl[10, 12~14]和FeCrAl[13, 15, 16]等金屬涂層、MAX 相[17~19]、TiAlN[20~23]、SiC[24~28]等陶瓷涂層和Al2O3/ZrO2 [29]、ZrO2/FeCrAl[30]等多層復(fù)合涂層 其中的Cr 涂層,具有耐電站水腐蝕、高溫抗氧化性、耐磨且熱膨脹系數(shù)與鋯合金相當(dāng)?shù)葍?yōu)點(diǎn)[31] 相關(guān)研究[1,5,32]表明：在正常工況360℃/18.9 MPa動(dòng)態(tài)水腐蝕60 d或在事故條件下(1200℃)在水蒸汽中暴露2000 s,鋯合金表面的Cr涂層都起高溫氧化腐蝕防護(hù)層的作用并能提高基體的抗膨脹和抗斷裂性能 因此,Cr涂層是有望實(shí)現(xiàn)商業(yè)應(yīng)用的ATF包殼方案 也有一些研究在Cr涂層中加入Al元素,以期通過調(diào)整高溫氧化后氧化膜的成分和組織使其耐高溫氧化性能提高[12, 13] 在Zr合金包殼管表面制備Cr涂層的主要方法,有噴涂法(包括冷噴涂 [33,34]和韓國的3D激光涂覆[1]等)、電弧離子鍍[5]和磁控濺射[35]等物理氣相沉積法 磁控濺射法的工藝重復(fù)性好,制備的膜層表面光滑、致密、機(jī)械性能良好,且濺射能量低、工件變形小、沉積速率可控 目前,在鋯合金表面制備Cr涂層及其高溫氧化性能表征的工作較多 Wang等[36]采用大氣等離子噴涂法在Zr-4表面制備厚度