Zr-4金属具备极为优异的核性能，表现在其热中子吸收截面系数较高，与铀的具有较好的相容性，优异的抗中子辐照性能、良好的力学加工性能和一定的耐腐蚀性能，因此是典型的核燃料棒包壳材料。然而，Zr合金高温抗氧化性能较差，当核反应堆冷却水出现泄漏时，堆芯内温度急剧升高，进而使Zr合金与冷却水的反应速率急速增加而迅速氧化，将会导致Zr合金包壳丧失保护作用。因此，对Zr合金包壳进行表面保护是解决核泄漏问题的关键。在反应堆芯无法维持充足水量时，包壳表面保护的存在避免Zr合金包壳与高温水蒸汽接触，最终达到大幅度减小核泄漏概率的目的。
此外，在Zr合金表面制备抗高温氧化涂层，不需改变现有反应堆的设计，又能直接降低事故发生的概率，被认为是最为合适的包壳材料防护方法。
本文采用多弧离子镀方法在不同工艺参数下在Zr-4合金表面制备了纯Cr涂层，研究Cr涂层提高Zr合金包壳材料耐失水事故的能力。通过EBSD技术对Cr涂层的显微织构进行分析，并在800、1000、1200℃下进行了高温抗氧化性能测试。结果表明，离子镀工艺中偏负压和镀覆时间对涂层织构影响较大，较小的偏负压或较短的镀覆时间会使涂层形成 （101）晶面方向的锋锐织构，反之涂层的织构特征则不显著。在不同温度高温水蒸气氧化条件下，不同工艺下的Cr-涂层样品相比于原始Zr-4合金均具有更优异的抗氧化性能。然而，具有显著径向织构的Cr涂层会在氧化过程中为氧原子向Zr合金基体的扩散提供路径，因此在最高的1200℃氧化温度下发生了失稳，表面氧化膜局部快速长大。具有横向织构特征的Cr涂层的氧化膜最为致密且均匀，高温抗氧化性较好。

Cr涂层；Zr-4合金；多弧离子镀；显微织构；高温抗氧化性