说到日本福岛核事故，至今仍让人谈虎色变。这场事故暴露出压水堆核燃料芯块-锆合金包壳燃料体系在堆芯发生失水事故时产生的巨大风险。在福岛核事故中，锆合金包壳与水蒸气在高温环境下发生了剧烈的氧化反应，产生氢气并释放大量热量，最终导致堆芯熔毁，放射性物质泄露，造成难以挽回的严重后果。

作为压水堆包壳材料，锆合金具有良好的抗氧化性能、抗中子辐照性能、高硬度、优良的延展性以及极低的热中子吸收截面，早在上世纪五十年代，锆合金就开始被用作压水堆燃料的包壳材料，并沿用至今。

福岛核事故发生后，我国核工业领域提出将锆合金包壳进行改进，采用耐事故燃料包壳的思路。

耐事故燃料包壳的研发思路是，在堆芯发生失水事故时，降低燃料包壳的氧化速率和热量释放，延缓堆芯熔毁的时间，抑制氢气释放量，为采取措施应对事故提供额外的窗口时间。

耐事故燃料包壳不仅能提高在事故工况下燃料的安全性能，降低氧化产氢及释热，而且能够进一步改善现有的燃料系统及技术，具有进一步提高商用反应堆的安全性和竞争力的潜力。

目前压水堆燃料材料的设计主要有两种途径：第一是通过提高燃料的热导率来降低燃料整体的温度；第二是减小包壳材料在正常运行工况下腐蚀磨蚀及事故工况下的氧化反应速率。

基于这两种的设计途径，目前在实际的耐事故燃料包壳材料设计中主要有三种思路：第一是通过元素调控进一步提高现有锆合金的力学性能和抗氧化性，并进一步通过在锆合金表面喷涂抗氧化涂层的方法来提高锆合金的抗氧化性能；第二是研发具有更优异性能尤其是抗高温氧化性能的新型燃料包壳材料，比如基于SiC陶瓷的复合材料等；第三是研发具有更高热导率，更高铀密度或能够包容放射性裂变产物的新型燃料芯块，如全陶瓷微封装芯块、氮化物氧化物混合燃料芯块、硅化物燃料芯块等。

在诸多耐事故燃料包壳的理念中，涂层锆合金由于不改变现有的锆合金包壳的设计、涂层技术成熟的工业体系和较低的研究和开发成本，被认为是最有可能短期实现工业化应用的耐事故燃料包壳选型。目前已开发了多种针对锆合金的涂层材料，包括Cr涂层为代表的纯金属涂层、MAX相涂层、合金涂层、陶瓷涂层等。

我们课题组针对高温蒸汽氧化条件下Cr涂层的失效机制、超设计基准工况(BDBA)下Cr涂层锆-4合金的瞬态氧化行为等开展了大量工作，并探究CrN涂层作为耐事故燃料锆合金表面涂层的可行性，提出通过高氮势超晶格结构解决CrN涂层裂解退化难题的思路。我们自主开发了包壳表面多元硬质超晶格CrTiSiN涂层，并对涂层事故工况下的抗氧化性能和稳态运行工况下的水腐蚀性能、抗微动磨蚀性能、内压疲劳性能和抗离子辐照性能等多方面性能进行探究，其展现出优异的应用前景。

作者简介：恽迪，男，1979年4月生。西安交通大学教授/博导。