关键词：核反应堆堆芯，高温涂层，界面，锆合金
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1.案例背景
锆（Zr）合金因其优异的力学性质，良好的抗氧化性与抗辐照性能，广泛运用于核反应堆的堆芯材料中。然而，在高温条件下堆芯材料表现出高温氧化行为并产生大量氢气。为了提高堆芯材料的高温稳定性，采取在锆合金表面镀上保护性的涂层措施。ZrC因其出色的综合性能，被认为是锆合金表面涂层的首先材料。本案例比较了ZrC与Zr两种不同取向界面的热力学与力学稳定性，系统分析了堆芯材料与表面涂层之间的界面强度及其原因。
2.建模与计算方法
作者通过MedeA Environment中的InfoMaticA数据库搜索到Zr和ZrC晶胞结构；采用Surface Builder创建Zr(0001)，ZrC(001)与ZrC(110)表面；采用Supercell Builder对三个表面模型进行5ⅹ5扩胞；为了进一步分析界面性质，作者采用Interface Builder模块构建Zr(0001)-ZrC(100)界面及Zr(0001)-ZrC(110)界面。以上结构均采用MedeA VASP模块进行优化，同时计算总能、Bader电荷、态密度（DOS）等电子性质。界面粘着性能采用MedeA Deformation模块沿界面的c轴方向进行单轴拉伸分析。
3.结果与讨论
3.1 界面结构与界面稳定性
表1 两种不同Zr-ZrC界面的界面能与界面错配度对比
作者通过MedeA VASP模块分析Zr(0001)-ZrC(100)与Zr(0001)-ZrC(110)界面稳定性，详见表1。表1为两种界面的界面能与界面错配度。结果表明，Zr(0001)-ZrC(100)界面中原子的应力小于Zr(0001)-ZrC(110)中原子的应力，Zr(0001)-ZrC(100)界面的界面能低于Zr(0001)-ZrC(110)界面，说明 Zr(0001)-ZrC(100)界面更加稳定。
3.2 界面电子结构
进一步分析各界面电子性质。图1为Zr(0001)与ZrC(100)界面模型中Zr或C原子的PDOS（分波态密度）。图1(a)中，对于Zr块体相来说，Zr原子之间呈现明显的金属键；而ZrC中Zr-d与C-p轨道存在强烈的杂化效果。经过驰豫形成稳定界面后，相比图1(c)非畸变区，图1(b)中畸变区的Zr-C之间能级位于-5~-1 eV的PDOS明显减少，而-10~-9 eV能级之间的PDOS明显增加，表明在界面处形成Zr-Zr金属键。图2为Zr(0001)与ZrC(110)界面模型中Zr或C原子的PDOS结果与图1中相似，不同点在于，Zr(0001)-ZrC(110)界面中Zr-d与C-p轨道的杂化更加强烈。
图1 Zr(0001)-ZrC(100)界面中原子的PDOS：(a) 块体相，(b) 界面畸变区，(c) 非畸变区
图2 Zr(0001)-ZrC(110)界面中原子的PDOS：(a) 块体相，(b) 界面畸变区，(c) 非畸变区
3.3 界面粘着性能
界面的分离功可用来描述界面的粘着性能与断裂，而分离功是理想情况下的断裂，实际的断裂失效采用拉伸变形模拟更加合理，因此作者采用MedeA Deformation模块对界面进行拉伸变形模拟。图3是两种界面沿c方向单轴拉伸的应力应变曲线。从图3可以看到，Zr(0001)-ZrC(100)拉伸强度高于Zr(0001)-ZrC(110)，最终断裂时，可以发现两种界面均在Zr侧的第一层原子断裂；不同的是，Zr(0001)-ZrC(110)界面出现两步断裂的机制，第一步断裂与Zr(0001)-ZrC(100)相同，第二步断裂发生在Zr金属一侧。
图3 Zr-ZrC界面模型单轴拉伸模拟的应力应变曲线(a)Zr(0001)-ZrC(100)，(b)Zr(0001)-ZrC(110)
4.总结与展望
本案例中作者计算了Zr与ZrC两种可能界面的界面能、分离功，以此判断两种界面的稳定性，并从轨道杂化与电荷转移的角度来解释两者稳定性之间的差异，最后采用单轴拉伸测试进一步阐明两界面在受力时变形机制，并观察到Zr(0001)-ZrC(110)两步变形机制。此研究深入分析了堆芯材料与表面涂层之间的界面强度及其原因，对堆芯表面改性、提高堆芯高温性能具有重大意义。
参考文献：
DOI: 10.1016/j.susc.2021.121895
使用MedeA模块：
MedeA Environment
MedeA Interface Builder
MedeA VASP
MedeA Deformation
