包壳材料的辐照损伤及腐蚀模拟试验研究

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几种典型材料中子辐照损伤模拟计算

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ｍｅｔｐｒａｍ，均每个原子离位）Ｈｅ生速率。Ｍ．ｎｓｅｔ平ｏ和产Ｈｒｄ等［利用ＰＴａａａ３ＨＩＳ和ＮＯ程序模拟计算了日本散ＪＹ
（ｈｎａｅｆＥｎｉｅｒｇＰｙｉｓＣｉａＡｃｄｍｙｏｇｎｅｉｈｓｃ，Ｍｉｎａｇ６１０）ｎａｙ￣２９０
Ａｂｔａｔｓｒｃ
ＢａｅｎＬｉｄａｄＲｏｉｓｎｍｏｅ，ｒｄａｉｎｄｍａｅｐｒｍｅｅｓｏ，Ｎｉｅｓｄｏｎｈｒ－ｂｎｏｄｌａｉｔａｇａａｔｒｆＴｉｏ，Ｆ，Ｃｒａｄ３６ｎｎ１Ｌｉ
１计算模型与参数
１１Ｌｎｈｒ－ｏｉｓｎ模型．ｉｄａｄＲｂｎｏ
并不是所有的入射粒子能量传递给被击原子都导致材料的辐照损伤。能量传递给原子内部电子，造成电离和电子激发效应，但在材料中不会持续，仅部分能量传递到原子核，
产生次级离位并形成点缺陷，这部分能量称为辐照损伤能量Ｔ，ｉｄａｄＲｂｓｎ型即用来描述Ｔ的计算过程。ｄＬｎｈｒ—ｏｉｏ模ｎｄ

核电厂材料 chapter05 包壳材料 part2

5.3 锆合金
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火
碘化法（实际是采用氯化进行分离）将海绵锆制成自耗电极，真空冶炼挤压成厚壁管采用Pilger轧机，冷轧成薄壁管去应力退火或再结晶退火
表面处理
BWR：化学抛光，预制氧化膜；PWR：机械抛光非破坏检验和破坏检验
表面处理成品管检验与试验
锆合金包壳管的制造工艺
锆铪分离合金熔炼挤压成管胚冷加工（冷轧）最终退火
450~500oC消除应力退火或600oC以上再结晶退火包壳管的最后处理： BWR：化学抛光+高压釜预生致密氧化膜 PWR：机械抛光+堆内形成氧化膜
表面处理成品管检验与试验
非破坏检验：肉眼观察、表面光洁度分析、管子长度与垂直度检查、测量内径与外径、测量壁厚、超声波无损探伤破坏性检验：化学分析、机械性能测试、内压试验、显微组织及氢化物取向分析
改进Zr-4的疖状腐蚀
5.3 锆-4合金
锆合金包壳管的堆内行为
缝隙腐蚀
• 常发生在包壳管与定位格架接触部位的缝隙处。该处水流阻力大，流速慢，在热流作用下，此处水质发生变化，冷却水中碱性离子浓度增加，局部pH值升高，引起严重碱蚀； • 腐蚀深度随着燃耗加深而增加，严重的局部腐蚀会影响燃料棒的安全运行和使用寿命。

第五章反应堆用材料1

2
包壳材料应具备的条件叙述如下：（1）具有小的中子吸收截面。（2）具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素。（3）具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性好。（4）具有好的强度、塑性及蠕变性能。（5）好的导热性能及低的线膨胀系数。（6）易于加工，焊接性能好。（7）材料容易获得，成本低。
4

ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ

1 铝及其合金铝是首先被考虑用作反应堆包壳的。它的中子吸收截面不是最小的，强度也不高，但因为铝有成熟的工业基础，易于加工生产，此外它有一定的强度，好的导热性能和在 373K以下较好的抗腐蚀性能。铝合金常被用于373K以下的，以水作冷却剂，功率较低的，用于研究、培训及试验的反应堆中作燃料棒的包壳材料。也作为生产堆的包壳材料。如401院的重水研究堆（101）、轻水研究堆（492）、微型中子源反应堆以及CARR堆。常用的铝合金牌号是6061。含1.2%Mg、0.8%Si、 0.4%Cu、0.35%Cr。它具有好的抗腐蚀性和机械强度。

10
5.2.2 锆合金
常用的锆合金有锆-锡系列及锆-铌系列它们的成分如下：
合金名称 Zr-1 Sn （%） Fe（%） Ni（%） Cr（%） N（%）
2.5
-
-
-
-
Zr-2
Zr-4 Zr-1Nb Zr-2.5Nb

应用物理学在核能技术中的应用

应用物理学在核能技术中的应用在当今的能源领域，核能技术凭借其高效、低碳等优势，逐渐成为全球能源供应的重要组成部分。而应用物理学在核能技术的发展和应用中发挥着不可或缺的关键作用。

核能技术的原理主要基于核反应，即原子核发生变化时释放出巨大的能量。应用物理学中的核物理学分支为我们深入理解这些核反应的机制提供了理论基础。通过对原子核结构、核力、放射性衰变等方面的研究，科学家们能够精确地预测和控制核反应的过程，从而实现核能的安全和高效利用。

在核能技术的实际应用中，应用物理学在反应堆设计方面发挥着重要作用。反应堆是核能发电的核心设备，其设计需要考虑众多物理因素。例如，燃料的选择和布局、中子的行为和控制、冷却剂的流动和传热等，都需要应用物理学的知识来进行优化。通过精确的物理计算和模拟，工程师们能够设计出高效、安全的反应堆结构，确保核能的稳定输出。

材料科学也是应用物理学在核能技术中的一个重要应用领域。由于核能环境的特殊性，对材料的性能要求极高。例如，反应堆中的燃料包壳材料需要具备良好的耐高温、耐腐蚀和抗辐照性能。应用物理学中的固体物理学知识可以帮助我们研究材料的微观结构和性能之间的关系，从而开发出满足核能需求的高性能材料。此外，通过对材料辐

照损伤机制的研究，还可以采取相应的措施来延长材料的使用寿命，提高核能系统的可靠性和经济性。

辐射防护是核能技术中至关重要的环节，而应用物理学在这方面也有着重要的贡献。了解辐射的性质、传播规律和与物质的相互作用，对于制定有效的辐射防护措施至关重要。应用物理学中的辐射物理学为我们提供了辐射剂量的计算方法和防护标准的制定依据。通过合理的设计和布局，以及使用有效的防护材料和设备，可以将辐射对人员和环境的影响降到最低限度。

快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤

第１０卷第３期
２１０１年９月
材
料
与冶
金
学
报
Ｖｏ．１．１０Ｎｏ３
ＪｕｎｌｏｔｒｌａｄＭｅａｌｒｙｏｒａｆＭａｅａｓｎｔｌｇｉｕ
Ｓｐ．２１ｅｔ０１
快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤
Ａｂｔａｔｔｃｕａｍａｅｉｌｓｃｓｆｅｌｄｉｇ）ｆｒｆｓｒａｔｒａｐｉａｉｎｗｉｅｖｃｎｈｇｕｎｅｎｕｒｎｓｒｃ：Ｓｒｔｒｌｔｒｓ（ｕｈａｕｌｃｄｎｕａａｏａｔｅｃｏｐｌｔｌｓｒｉｅｉｉｈｆｅｃｅｔｏｃｏｌｌ
化．
关键词：快中子反应堆；结构材料；辐照损伤；微观结构
中图分类号：Ｔ４Ｌ３１文献标识码：Ａ文章编号：１７ — ２（０１０－２３０６１６０２１）３００ —６６
Ｉｒｄｉｔｏｄａａｅｏｔｕｃｕｒｌｍａｅｉｌｏａｔｒａｔｒａｌｃｔｏｒａａｉｎｍｇｆｓｒｔａｔｒａｓｆｒｆｓｅｃｏｐｐｉａｉｎ
展 ” 到现在的“ 力发展 ” ，大，确定了 ” 水堆一快压

高性能燃料包壳

Ｈ
ＦｅＣｒ
１
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２０１２血
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第６期
高性能燃料包壳
ＬａｒｓＨａｌｌｓｔａｄｉｕｓ，ＳｔｅｖｅｎＪｏｈｎｓｏｎ，ＥｄＬａｈｏｄａ
西屋电力公司，美国
摘要：当前第 Ⅲ代轻水堆的燃料包壳是由锆基合金制成的。使用５Ｏ年来锫基合金的性能明显改善，抗腐蚀能力大幅提高。然而，随着进一步提高ｕ富集度的期望或其他带来大量的高裂变产物的技术改进，需要更能抵御辐照损伤和腐蚀的材料，也需要在严重事故工况下失效更慢的包壳材料。正在开发的第 Ⅳ代技术包含新的包壳材料，例如ＳｉＣ复合材
图１现代ＬＷＲ燃料实例
１５
一
些常见的ＬＷＲ包壳合金列于表
表１典型的燃料棒尺寸和运行条件
长度值径／壁厚 — ４ｍ／一９ｍｍ／－－０．６ｍｍ
２。这个合金系列以锆为主要组成部分，具有诸多优异性能，如高的力学性能、
目前所有的商用ＬＷＲ燃料包壳都是用锆基合金制成的，其原因将在下节中讨论。锆在工业方面已经应用了５０多年，其间使用这种锆合金包壳的燃料性能和可靠性有明显

一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法

一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法全文共四篇示例，供读者参考

第一篇示例：

铅锑快堆是一种新型的核反应堆，其主要原理是利用铅和锑作为冷却剂和中子吸收剂，实现核裂变反应的控制和能量释放。铅锑快堆具有高效率、高温、高密度等优点，被广泛应用于核能领域。在铅锑快堆中，包壳管是关键的组件之一，它承载着核燃料，起到保护和隔离的作用。为了提高包壳管的耐腐蚀性能和机械强度，一种铅锑快堆用奥氏体不锈钢包壳管被设计出来。

1. 包壳管材料的选择

在铅锑快堆中，包壳管要求具有良好的耐高温、耐腐蚀和辐照性能。奥氏体不锈钢是一种具有优异耐腐蚀性和机械性能的钢材，因此被选为包壳管的主要材料。通过合理的合金设计和热处理工艺，可以进一步提高奥氏体不锈钢的性能，使其适用于铅锑快堆的工作环境。

2. 包壳管制备方法

（1）材料准备：按照设计要求选取合适的不锈钢材料，确保其化学成分和机械性能符合标准。准备好其他辅助材料和设备，如气体保护焊机、热处理炉等。

（2）成型加工：将选取的不锈钢材料经过切割、钻孔、成形等工艺加工，将其加工成符合包壳管设计要求的形状和尺寸。

（3）焊接工艺：采用氩弧焊、TIG焊等高温自动焊接工艺，将加工成形的不锈钢件焊接成完整的包壳管。在焊接过程中，要严格控制温度、气氛和焊接速度，确保焊缝质量和密封性。

（4）热处理工艺：将焊接好的不锈钢包壳管进行热处理，通过固溶、淬火和时效处理等工艺，调整组织结构和性能，提高其耐腐蚀性和机械强度。

（5）表面处理：对热处理后的不锈钢包壳管进行表面处理，如抛光、喷涂防腐漆等，提高其外观光滑度和耐腐蚀性。

快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤

3 中子在合金中引起的辐照损伤
金属和合金在快堆中的辐照损伤主要有两种机制［1］：移位损伤和杂质元素（特别是 He）的形成．移位损伤及其演化造成微观结构的显著改变；核反应和嬗变反应生成的 He 形成大量 He 泡．移位损伤和 He 泡都严重影响合金性能，在高 He 含量时 He 泡成为性能恶化的主要原因． 3. 1 移位损伤
中子散射和相关反应产生的中子－原子碰撞，主要生成反冲原子（初级反冲原子），其能量可达几至几十 keV 电子伏．使一个原子从其稳定的晶格位置移位只需大约 25 eV 的能量．如果反
冲原子的能量在 1keV 以上（典型的是 10 keV），则会继续使许多近邻的原子从其平衡晶格位置移位，并产生等量的空位和自间隙原子，形成碰撞级联（ collision cascade），它们从原有格点移位，形成 “移位损伤”．移位损伤区域的空间分布是多种多样的，但均由以下两部分组成：分散分布的单个初始点缺陷和具有局域高浓度点缺陷的“碰撞级联”．后者位于初级反冲原子运行踪迹的尾部，尺度在 10 nm 或更小，其大致形状是：芯部为空位，边缘是自间隙原子．根据材料的不同，反冲级联芯部会变为空位位错环、微孔或堆垛层错四面体，其周围的间隙原子也会很快形成间隙原子团或位错环，并迅速迁移和与空位复合．反冲原子级联中局域高浓度的点缺陷（空位、自间隙原子）及小的缺陷团簇，通常形成含有合金溶质原子的复合体．自间隙原子有各种结构，其中两个原子共用一个格点位置．许多自间隙原子在几次跳跃后与空位结合，于是有两个缺陷消失．在反应堆工作温度（＞ 0. 3 Tm，Tm 是钢的熔化温度），大部分点缺陷通过互相结合而消失，少部分则脱离缺陷级联成为自由迁移的点缺陷．处于碰撞原子级联再组合体中的点缺陷大约有 1 /3 可能经历长程扩散，造成了微观结构的演化．这一经典的辐照损伤图像得到近年来的分子动力学计算结果的支持，该计算模拟了碰撞级联在模拟的晶格中的形成［2］．从 Monte Carlo 动力学计算可以进一步了解碰撞级联引起的辐照损伤的长期演化情况［3］．另外，在一些材料中透射电镜观察到所产生的点缺陷团的数量密度、空间分布、几何形状和尺寸范围等特征与上述碰撞级联的形成概念相符［4］．辐照在合金钢中引起的缺陷结构既受中子和初级反冲原子能量的影响，也受辐照温度、既有的点缺陷和线缺陷数量、点缺陷－位错和点缺陷－溶质间隙原子交互作用等参数的影响，为了确定辐照对合金结构和性能的影响，需要对涉及碰撞级联的行为尤其是高中子剂量条件下已损伤材料中碰撞级联的演化行为作进一步的研究．

核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测理论构建

核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测

理论构建

核能作为一种可再生、清洁的能源形式，正在在全球范围内得

到越来越广泛的应用。然而，核能的应用也带来了核反应堆材料

的辐射损伤问题。为了确保核反应堆的高效、安全运行，需要对

核反应堆材料的辐射损伤进行模拟和预测，以及构建相应的理论。

核反应堆材料受到辐射的主要形式是中子辐照。中子辐照会导

致材料中原子发生碰撞，产生位错、空位、脆性相的形成等失效

机制，从而影响材料的性能。因此，建立适当的模型来模拟核反

应堆材料的辐射损伤是非常重要的。

对于核反应堆材料的辐射损伤模拟，首先需要建立中子传输方程。中子传输方程描述了中子在材料中的传播行为，包括中子的

散射、吸收和裂变等过程。通过求解中子传输方程，可以得到材

料中的中子通量分布，从而确定辐射损伤的分布情况。

在求解中子传输方程时，需要考虑散射截面、吸收截面和裂变

截面等物理参数。这些物理参数以及衍生的辅助参数通常需要通

过实验或计算来得到。因此，需要开展大量的实验和计算工作，

以获取这些参数的准确值。

除了中子传输方程，还需要考虑辐射诱导缺陷的形成和演化过程。在材料中，中子的能量会引起原子的散射，造成原子位置改变，从而引发位错和空位的生成。位错与晶体的其他缺陷相互作用，导致辐射损伤的累积。通过理论模拟和实验研究，可以分析

和预测材料中缺陷形成和演化的特征。

基于以上的模拟和研究，可以构建核反应堆材料辐射损伤预测

的理论模型。该模型可以用于评估材料在实际工作条件下的辐射

损伤情况，预测材料的寿命，为核反应堆的运行和维护提供参考。

此外，为了提高模拟和预测结果的准确性，还需要建立材料的

模拟中子辐照损伤处理对反应堆压力容器钢力学性能和磁性能的影响

模拟中子辐照损伤处理对反应堆压力容器钢力学性能和磁性能

的影响

反应堆压力容器钢(RPV钢)力学性能的磁性无损检测对RPV钢中子辐照损伤的监测具有重要意义。由于中子辐照源难以获得,且辐照后的产物具有放射性,RPV钢中子辐照损伤的相关研究常通过模拟处理来进行。

本文对RPV钢进行冷变形或700 ℃保温并快速冷却来产生基体缺陷,对富铜RPV钢进行热时效来产生富铜团簇,以模拟中子辐照下RPV钢中的基体缺陷与富铜团簇。研究了模拟处理后材料力学性能和磁性能的变化情况,结合微观组织的变化讨论了两种性能的相关性,以研究模拟处理下RPV钢力学性能磁性无损检测的可行性。

研究发现调质态富铜RPV钢在370 ℃和440 ℃的时效末期都析出了富铜团簇。在两个温度的时效过程中,材料的维氏硬度与矫顽力都出现了时效峰,并且两个时效温度下矫顽力和维氏硬度在时效峰峰值处的变化幅度比较接近。

另外还发现两个时效温度下,△HV、△Hc之间都存在着良好的正比例对应关系,且370 ℃和440 ℃下△ HV-△Hc的拟合斜率比较接近。正火态富铜RPV钢在440 ℃时效的过程中,材料中没有检测到可见的富铜团簇的析出,材料的力学性能和磁性能也没有显著变化。

冷变形在RPV钢中引入了位错。随着变形量的增大,材料的硬度、强度逐渐上升。

剩余磁感应强度Br在0.75%的变形量下发生了突然的下降,随着变形量的继续增大,Br有略微的下降。材料的矫顽力Hc呈现了两段式增长:在0～4.13%变形量的样品中,随着变形量的增大,矫顽力增长迅速;在5.8%～40.3%变形量的样品

第五章辐照效应。

第五章辐照效应

辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。

辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。其理论比较复杂、模型和假设也比较多。其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。

5.1 辐照损伤

1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型

反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应：

1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。

2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。例如：

嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。

燃料包壳的腐蚀

在反应堆运行期间，燃料元件包壳如果发生腐蚀、表面结垢或破损，都将影响到机组效率和安全。如果燃料包壳出现破损，有可能导致裂变产物泄漏事故。一回路水化学控制对燃料包壳的完整性有直接的影响，因此，研究一回路水化学对燃料包壳的腐蚀行为，并进行正确的化学控制，对减轻燃料包壳的腐蚀、确保其完整性具有十分重要的意义。

燃料元件是核电厂反应堆的核心部件，燃料元件包壳材料是压水堆的关键核心材料之一。反应堆的先进性、安全可靠性和经济性与所用燃料包壳材料的性能密切相关。在过去的30多年里，压水堆燃料元件包壳用Zr-4合金在堆内的使用性能是令人满意的。但是，随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本，提高反应堆热效率，提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料错合金的性能提出了更高的要求，包括对腐蚀性能，吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等，其中耐水侧腐蚀性能是问题的焦点。由于常规Zr-4合金己不能满足高燃耗及长寿期堆芯的要求，因此，从20世纪80年开始，一些国家在制定加深燃料燃耗、降低燃料循环成本的规划的同时，进行了发展新型包壳材料的研究，不断推出了一系列新错合金，并不断推向工程应用。

锆合金的腐蚀机理

错合金在高温水和蒸汽中腐蚀时，错同水分子中的氧相结合生成了ZrO.,，同时放出氢，化学反应可用下列方程式表示:

Zr+2H20一Zr02+2H2

生成氢的一部分为基体本身所吸收，而ZrO.,则形成了氧化膜，由于氧化物的克分子体积是金属的克分子体积的1. 56倍，因此氧化物内有很大的应力，而且有三分之一的氧化膜的厚度高出原金属表面。腐蚀早期所产生的氧化膜是致密的，且牢固地附着在错合金的表面上。

核结构材料用多主元合金辐照损伤的研究进展

第 1 期第 1-15 页

材料工程

Vol.52Jan. 2024

Journal of Materials Engineering

No.1pp.1-15

第 52 卷2024 年 1 月

核结构材料用多主元合金辐照损伤的研究进展

Research progress in multiprincipal element alloys for nuclear structure materials on irradiation damage

田

震，李聪聪，吴

渊*，吕昭平

（北京科技大学新金属材料国家重点实验室，北京 100083）

TIAN Zhen ，LI Congcong ，WU Yuan *，LYU Zhaoping

（State Key Laboratory for Advanced Metals and Materials ，University of

Science and Technology Beijing ，Beijing 100083，China ）

摘要：开发具有优异综合性能的核反应堆结构材料是核能发展的基础，并且是长期以来制约核能推广的难点之一。多主元合金（multiprincipal element alloys ，MEAs ）因具有良好的抗辐照性能、力学性能而被认为是先进反应堆结构材料的候选材料，为新型抗辐照材料的设计开辟了广阔空间。近年来，有关多主元合金在辐照损伤方面的研究多试图揭示多主元合金一些因素和特性对辐照过程中缺陷形成与演变的影响。例如：主元种类和数目、主元浓度、晶格畸变、化学短程序等。尽管现有的一些研究结果表明以上因素可以提高多主元合金抗辐照损伤能力，但是在不同辐照条件下，以上因素对多主元合金中缺陷形成和演变的影响机制存在较大差异，难以得出普适性的结论。本文围绕FCC 和BCC 系两类多主元合金的辐照肿胀、氦泡形成、辐照诱导元素偏析和相变、辐照硬化四方面内容，综述了近年来多主元合金在辐照损伤方面的研究进展，总结了多主元合金提高抗辐照性能的作用机制，并在此基础上对核电结构用多主元合金的未来研究方向做出了展望，包括短程序调控、高熵陶瓷、增材制造、高通量结合机器学习加速材料开发等。最后指出必须从合金成分设计的角度出发，基于材料服役的实际环境来设计新型抗辐照多主元合金。关键词：多主元合金；高熵合金；核结构材料；辐照损伤；成分设计；抗辐照机制doi ： 10.11868/j.issn.1001-4381.2023.000600

热中子辐照法的原理及应用

1. 热中子辐照法的原理

热中子辐照法是一种实验方法，用于研究材料在高能中子束照射下的行为。该方法利用高功率中子源产生的高能中子束辐照材料，通过对辐照材料进行一系列物理、化学和力学性能测试，确定材料的辐照损伤行为。热中子辐照法的原理基于以下几个主要原理：

1.中子与材料相互作用：中子与材料相互作用，主要包括核反应、散射

和吸收等。辐照材料中的原子核会与中子发生核反应，导致原子核的激发、衰变或转变成其他核素。不同的中子核反应会导致材料的不同物理变化。

2.中子通量和能量：热中子辐照法中，中子通量和能量是非常重要的参

数。中子通量是单位面积上单位时间内通过的中子数，而中子能量则是中子的动能。中子通量和能量的大小和分布方式对材料的辐照损伤行为有直接影响。

因此，在热中子辐照实验中，必须准确控制和测量中子通量和能量。

3.辐照损伤行为：热中子辐照会导致材料中原子核的组成和结构改变，

从而影响材料的物理、化学和力学性能。常见的辐照损伤行为包括位错形成、晶格缺陷聚集、相变和核反应产物的生成等。通过对辐照材料进行结构分析和性能测试，可以揭示辐照损伤的发生机理和行为规律。

2. 热中子辐照法的应用

热中子辐照法在材料科学领域有着广泛的应用。以下列举了几个热中子辐照法的主要应用领域：

2.1 材料辐照损伤研究

热中子辐照法可以用于研究材料在辐照条件下的物理、化学和力学性能变化，特别是结构材料和核材料。通过对辐照材料进行微观结构和性能分析，可以揭示材料的辐照损伤行为和机制，为材料的辐照抗性改进和材料设计提供重要依据。

材料与水化学第2讲金属材料的辐照损伤

011 g
碳钢组织
铁素体 Ferrite
球化珠光体
共析钢-珠光体共析钢珠光体
低碳钢-珠光体低碳钢珠光体
1.4% carbon steel
白口铸铁
灰口铸铁
球墨铸铁
马氏体
含部分残余奥氏体的马氏体
针状马氏体
Fe-30Ni-0.31C钢的马氏体
以德国科学家Adolph Martens命名的以德国科学家Adolph Martens命名的一种钢的淬火硬化相。一种钢的淬火硬化相。一般认为马氏体是指钢被快速从高温奥氏体区中淬火得到的碳在α Fe中的过饱和固溶火得到的碳在α－Fe中的过饱和固溶原子嵌入体心立方晶格的间隙，体，C原子嵌入体心立方晶格的间隙，使晶格畸变为四方结构。使晶格畸变为四方结构。
钢受快中子（＞钢受快中子（＞1MeV）轰击后，（＞）轰击后，被撞原子离位，被撞原子离位，其原晶格阵点位置变成一个空位，变成一个空位，而它本身经过串级碰撞后，碰撞后，滞留在晶格之间成为一个间隙原子，于是就形成了Frenkel 间隙原子，于是就形成了缺陷对。缺陷对。因快中子能量很大，因快中子能量很大，而金属原子的离位阈值一般在18～之间，离位阈值一般在～30eV之间，之间因此，因此，一个快中子可连续地击出许多离位原子，多离位原子，直至中子逸出或能量耗尽为止。耗尽为止。初级离位原子(PKA)吸收了大量能吸收了大量能初级离位原子它也能导致二级、量，它也能导致二级、三级以至更多级的串级碰撞效应。多级的串级碰撞效应。

5 包壳材料解析

5.1.2 常用的包壳材料
1）铝、镁、锆的合金（中子吸收截面小、熔点高）水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金 2）不锈钢和镍基合金（优异的高温性能和价格优势）。快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。
5.2 锆及其合金
5.2.1 金属锆的性能纯锆是一种银白色，有光泽的延性金属， 473K时理论密度为6.55Mg/m3，熔点为 2125K。自然界中锆与铪共生，其含量为50:1，铪的中子吸收截面约为400b，因此锆与铪必须分离才能用于反应堆做包壳材料。
5.1.1 对包壳材料的要求
1）具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。 2）具有良好的导热性能。 3）与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学反应。
4）具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。 5）应有良好的抗腐蚀能力。 6）具有良好的辐照稳定性。 7）容易加工成形，成本低廉，便于后处理。
新锆合金的性能提高
1）提高热蠕变强度及辐照蠕变强度； 2）提高抗腐蚀能力； 3）提高抗辐照生长能力； 4）减少吸氢量。
新锆合金与锆-4合金比较
1）ZIRLO合金在高温水和含70微克锂/克水中的耐腐蚀性比Zr-4好。水侧腐蚀减少60%；辐照生长减少了50%；辐照蠕变降低了20%。 2）M5合金在高燃耗下的氧化膜厚度为锆-4合金的1/3，吸氢量为锆-4合金的1/4，辐照生长比锆-4合金减少两倍。 M5合金已用于大亚湾核电厂AFA3G燃料组件的燃料元件包壳管，燃耗可达到55GW.d/tU； ZIRLO 合金为美国西屋公司所研发，将在AP1000核反应堆中作燃料元件的包壳材料。

包壳材料的辐照损伤及腐蚀模拟试验研究

几种典型材料中子辐照损伤模拟计算

核电厂材料 chapter05 包壳材料 part2

第五章 反应堆用材料1

应用物理学在核能技术中的应用

快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤

高性能燃料包壳

一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法

快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤

核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测理论构建

模拟中子辐照损伤处理对反应堆压力容器钢力学性能和磁性能的影响

第五章 辐照效应。

燃料包壳的腐蚀

核结构材料用多主元合金辐照损伤的研究进展

热中子辐照法的原理及应用

材料与水化学 第2讲 金属材料的辐照损伤

5 包壳材料解析

第五章反应堆用材料1

第五章辐照效应。

材料与水化学第2讲金属材料的辐照损伤