Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия¹ ; Национальный центр ядерных исследований, Баку, Азербайджан² ; Объединенный институт ядерных исследований, Дубна, Россия³:

Р. Ш. Исаев, аспирант¹, инженер Института ядерной физики и технологий¹, младший научный сотрудник², инженер³

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия:

Д. А. Сафонов, инженер кафедры физических проблем материаловедения

П. С. Джумаев, доцент Института ядерной физики и технологий, канд. техн. наук, эл. почта: PSDzhumaev@mephi.ru

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия¹ ; Белорусский государственный университет, Минск, Белоруссия²:

Е. Л. Кореневский, аспирант¹, инженер Института ядерной физики и технологий¹, инженер НИЛ физики ионно-плазменной модификации твердых тел²

Аварии с потерей теплоносителя (авария типа LOCA — Loss of Coolant Accident, авария ядерного реактора с потерей теплоносителя) нередко приводят к тяжелым послед ствиям, поэтому в мире активно ведутся исследования по созданию аварийно-устойчивых видов топлива (ATF, Accident Tolerant Fuels). Одним из направлений таких работ является сохранение сплавов на основе циркония в качестве материалов оболочек твэлов путем создания на их поверхности коррозионно-стойких покрытий, контактирующих с теплоносителем. Перспективным материалом для применения в качестве защитного покрытия является хром, оксид которого Cr₂O₃ выступает эффективным барьером для кислорода как в штатных условиях эксплуатации, так и в случае аварии типа LOCA. Хромовое покрытие существенно задерживает диффузию кислорода в металлическую подложку и, как следствие, предотвращает охрупчивание оболочки твэла и ее разрушение. В статье представлены результаты исследований последних лет, направленных на изучение стойкости хромовых покрытий, полученных методом магнетронного распыления, к высокотемпературному окислению (ВТО) в среде водяного пара до 1500 ^oC. Показаны преимущества и недостатки хромового покрытия в условиях ВТО. Основное внимание уделено влиянию режимов напыления методом магне тронного распыления на стойкость хромовых покрытий к ВТО, а также структурно-фазового состояния хромового покрытия на его свойства. Представлены оптимальные режимы магнетронного напыления для получения плотных покрытий, рассмотрено влияние температуры подложки и напряжения смещения на структуру и плотность получаемых покрытий. Для увеличения плотности покрытий эффективным является метод импульсного магнетронного распыления высокой мощности (HiPIMS, High Power Impulse Magnetron Sputtering). Сделан вывод, что для увеличения диапазона температуры, при котором хромовое покрытие будет эффективно защищать сплавы циркония от разрушения до 1500 ^oC, необходим диффузионный барьерный слой между поверхностью оболочки твэла и хромовым покрытием.

Авторы выражают благодарность Б. А. Калину, научному руководителю данного проекта, который ушел из жизни до публикации статьи. Коллектив Лаборатории ионно-плазменной и ионно-пучковой обработки материалов кафедры № 9 НИЯУ МИФИ посвящает эту работу его памяти.

1. Terrani K. A. Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges. Journal of Nuclear Materials. 2018. Vol. 501. pp. 13–30.
2. Zavodinsky V. G. The mechanism of ionic conductivity in stabilized cubic zirconia. Physics of the Solid State. 2004. Vol. 46, No. 3. pp. 453–457.
3. Kritskiy V. G., Kalin B. A. Corrosion of fuel-element claddings in a life cycle of light-water reactor fuel assemblies. Moscow : Izdatelstvo “MIFI”, 2020. 200 p.

4. Gussev M. N., Byun T. S., Yamamoto Y. In-situ tube burst testing and hightemperature deformation behavior of candidate materials for accident tolerant fuel cladding. Journal of Nuclear Materials. 2015. Vol. 466. pp. 417–425.
5. Michalik M., Hansel M. Effect of water vapour on growth and adherence of chromia scales formed on Cr in high and low pO₂-environments at 1000 and 1050 ^oC. Materials at High Temperatures. 2005. Vol. 22, No. 3-4. pp. 213–221.
6. Arifin S. K. et al. Effects of water vapor on protectiveness of Cr₂O₃ scale at 1073 K. IOP Conference Series: Materials Science and Engineering. ICAMME 2017, 8–9 August, Cuala, Malaysia. 2018. Vol. 290, No. 1. 012085.
7. Brachet J. C., Idarraga-Trujillo I., Flem M. L., Saux M. L. et al. Early studies on Cr-сoated Zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel claddings for light water reactors. Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 517. pp. 268–285.
8. Maier B., Yeom H., Johnson G., Dabney T., Walters J. et al. Development of cold spray chromium coatings for improved accident tolerant zirconiumalloy cladding. Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 519. P. 247–254.
9. Ševecek M., Gurgen A., Phillips B., Che Y., Wagih M. et al. Cold spray Crcoated fuel cladding with enhanced accident tolerance. In Proceedings of the 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Ramada Plaza Jeju, Jeju Island, Korea, 2017. 10–14 September.
10. Kim H. G., Kim I. H., Jung Y. I., Park D. J., Park J. Y. et al. Adhesion property and High-temperature oxidation behavior of Cr-coated Zircaloy-4 cladding tube prepared by 3D laser coating. Journal of Nuclear Materials. 2015. Vol. 465. pp. 531–539.
11. Bischoff J., Delafoy C., Vauglin C., Barberis P., Roubeyrie C. et al. AREVA NP’s enhanced accident-tolerant fuel developments: Focus on Cr-coated M5 cladding. Nuclear Engineering and Technology. 2018. Vol. 50, Iss. 2. pp. 223–228.
12. Syrtanov M. S. et al. High-temperature oxidation of Zr – 1Nb zirconium alloy with protective Cr/Mo coating. Surface and Coatings Technology. 2022. Vol. 439. 128459.
13. Wei T., Zhang R., Yang H., Liu H., Qiu S. et al. Microstructure, corrosion resistance and oxidation behavior of Cr-coatings on Zircaloy-4 prepared by vacuum arc plasma deposition. Corrosion Science. 2019. Vol. 158. 108077.
14. Wang Y., Zhou W., Wen Q., Ruan X., Luo F. et al. Behavior of plasma sprayed Cr coatings and FeCrAl coatings on Zr fuel cladding under loss-ofcoolant accident conditions. Surface and Coatings Technology. 2018. Vol. 344. pp. 141–148.
15. Park J. H., Kim H. G., Park J. Y., Jung Y. I., Park D. J. et al. High temperature steam-oxidation behavior of arc ion plated Cr coatings for accident tolerant fuel claddings. Surface and Coatings Technology. 2015. Vol. 280. pp. 256–259.
16. Bischoff J., Delafoy C., Chaari N., Vauglin C., Buchanan K. et al. Crcoated cladding development at framatome. In Proceedings of the Top Fuel 2018. Prague, Czech Republic, 30 September – 4 October 2018. A0152.
17. Kim H. G., Kim I. H., Jung Y. I., Park D. J., Park J. H. Oxidation behavior and mechanical property of Cr-coated zirconium cladding prepared by 3D laser coating. In Proceedings of the 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014), Sendai, Japan. 2014. 14–17 September. No. 100054.
18. Kalin B. A., Yashin A. S., Dzhumaev P. S., Safonov D. A. et al. Features of creating wear-resistant anti-corrosion coatings with a barrier layer on fragments of fuel claddings from E110 o. ch. IOP Conference Series: Materials Science and Engineering. IOP Publishing, 2020. Vol. 1005, No. 1. 012009.
19. Nguyen D. V., Le Saux, Gelebant L. et al. Mechanical behavior of a chromium coating on a zirconium alloy substrate at room temperature. Journal of Nuclear Materials. 2022. Vol. 558. 153332.
20. Kuprin А. S., Belous V. A., Voevodin V. N., Bryk V. V. et al. Vacuum-arc chromium-based coatings for protection of zirconium alloys from the hightemperature oxidation in air. Journal of Nuclear Materials. 2015. Vol. 465. pp. 400–406.
21. Jiang L. et al. Effects of ion irradiation on chromium coatings of various thicknesses on a zirconium alloy. Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 526. 151740.
22. Krej J., Kabtov J., Manoch F., Ko J., Cvrlek J. et al. Development and testing of multicomponent fuel cladding with enhanced accidental performance. Nuclear Engineering and Technology. 2020. Vol. 52. pp. 597–609.
23. Brachet J., Le Saux M., Bischoff J., Palancher H., Chosson R. et al. Evaluation of equivalent cladding reacted parameters of Cr-coated claddings oxidized in steam at 1200 ^oC in relation with oxygen diffusion/partitioning and post-quench ductility. Journal of Nuclear Materials. 2020. Vol. 533. 152106.
24. Yun D., Chenyang L., Zangian Z. et al. Current state and prospect on the development of advanced nuclear fuel system materials: A review. Materials Reports: Energy. 2021. Vol. 1, Iss. 1. 100007.

25. Duan Z., Yang H., Satoh Y. et al. Current status of materials development of nuclear fuel cladding tubes for light water reactors. Nuclear Engineering and Design. 2017. Vol. 316. pp. 131–150.
26. Wadsack R., Pippan R., Schedler B. The effect of pre-deformation on the ductility of chromium. Journal of Nuclear Materials. 2002. Vol. 307, Part 1. pp. 701–704.
27. Arias D., Abriata J. P. The Cr – Zr (chromium – zirconium) system. Bulletin of Alloy Phase Diagrams. 1986. Vol. 7, No. 3. pp. 237–244.
28. Nobre G. P. A., Pigni M. T., Brown D. A. et al. Newly evaluated neutron reaction data on chromium isotopes. Nuclear Data Sheets. 2021. Vol. 173. pp. 1–41.
29. Gu Y. F., Harada H., Ro Y. Chromium and chromium-based alloys: Problems and possibilities for high-temperature service. JOM. 2004. Vol. 56. pp. 28–33.
30. Berlin E. V., Grigoriev V. Yu., Ivanov A. V., Isaenkova M. G., Klyukova K. E., Stolbov S. D. Structure of the protective chromium coating obtained by a thermal evaporation method in a magnetron discharge on the cladding tube from E110 alloy. Tsvetnye Metally. 2019. No. 4. pp. 33–40. DOI: 10.17580/tsm.2019.04.04.
31. Karpyuk L. A., Krasnobaev N. N., Maslov A. A., Novikov V. V., Orlov V. K. et al. Magnetron sputtering of heat-resistant coatings on accident tolerant fuel claddings. Voprosy atomnoy nauki i tekhniki. Seriya: Materialovedenie i novye materialy. 2020. No. 5. pp. 4–37.
32. Haynes W. M., Lide D. R., Bruno T. J. CRC handbook of chemistry and physics (2^nd ed.). CRC press, 2016. 2664 p.
33. Brachet J.-C., Le Flem M., Le Saux M. L. et al. Early studies on Cr-Coated Zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel claddings for light water reactors. Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 517. pp. 268–285.
34. Brachet J. C., Gulbert T., Saux M. L. et al. Behavior of Cr-coated M5 claddings during and after high temperature steam oxidation from 800 ^oC up to 1500 ^oC (Loss-of-Coolant Accident & Design Extension Conditions). Proceedings of the Topfuel. 2018. ID 211 48 2151.
35. Krejсí J., Celevec M., Kabatova G. et al. Chromium and chromium nitride coated cladding for nuclear reactor fuel. EUROCORR 2017: Proceedings of the 20^th International Corrosion Congress and Process Safety Congress. 2017. Vol. 2017.
36. Krejсí J., Ševecek M., Kabatova J., Manoch F., Kocí J. et al. Experimental behavior of chromium-based coatings. Proceedings of the TopFuel 2018, Prague, Czech Republic, 2018. 30 September – 4 October.
37. Shelepov I. A., Malgin A. G., Markelov V. A., Shevyakov A. Yu., Novikov V. V. et al. Resistance to high-temperature oxidation in a design LOCA event involving zirconium claddings with chromium coating designed for accident tolerant fuel elements. Voprosy atomnoy nauki i tekhniki. Seriya: Materialovedenie i novye materialy. 2020. No. 4. pp. 17–27.
38. Han X., Chen Ch., Tan Y. et al. A systematic study of the oxidation behavior of Cr coatings on Zry4 substrates in high temperature steam environment. Corrosion Science. 2020. Vol. 174. 108826.
39. Isaenkova M. G., Perlovich Yu. A., Stolbov S. D., Klyukova K. E., Fesenko V. A., Berlin E. V. Influence of technology of obtaining chromium coating on cladding tubes from Zr – 1% Nb – (O, Fe) alloy on change of its structure during air oxidation at temperatures 400–1150 ^oC. Tsvetnye Metally. 2020. No. 2. pp. 66–75. DOI: 10.17580/tsm.2020.02.09.
40. Li G., Liu Y., Zhang Y. et al. High Temperature Anti-Oxidation Behavior and Mechanical Property of Radio Frequency Magnetron Sputtered Cr Coating. Metals (Basel). 2020. Vol. 10, No. 11. 1509.
41. Kashkarov E. B., Sidelev D. V., Syrtanov M. S., Tang C., Steinbrck M. Oxidation kinetics of Cr-coated zirconium alloy: Effect of coating thickness and microstructure. Corrosion Science. 2020. Vol. 175. 108883.
42. Kashkarov E. B., Sidelev D. V., Rombaeva M., Syrtanov M. S. et al. Chromium coatings deposited by cooled and hot target magnetron sputtering for accident tolerant nuclear fuel claddings. Surface and Coatings Technology. 2020. Vol. 389. 125618.
43. Huang J. et al. Microstructural, mechanical properties and high temperature oxidation of Cr, Al-coated Zr-4 alloy. Nuclear Materials and Energy. 2020. Vol. 25. 100810.
44. Chen Q. S. et al. Microstructure and high-temperature steam oxidation properties of thick Cr coatings prepared by magnetron sputtering for accident tolerant fuel claddings: The role of bias in the deposition process. Corrosion Science. 2020. Vol. 165. 108378.
45. Chen Q. et al. Microstructure evolution and adhesion properties of thick Cr coatings under different thermal shock temperatures. Surface and Coatings Technology. 2021. Vol. 417. 127224.
46. He X. et al. Effect of gas pressure and bias potential on oxidation resistance of Cr coatings. Annals of Nuclear Energy. 2019. Vol. 132. pp. 243–248.