(优选)核材料的辐照效应

提高锆合金耐蚀性能的方法
Thorvaldsson用确定累积退火参数A 的最佳范围来制定 最佳热处理工艺; Ogata提出在ASTM 规定的合金元素 成分范围内降低Sn 含量而提高其它合金元素含量可以 提高抗均匀腐蚀和疖状腐蚀的性能; 周邦新提出用最佳 热处理工艺提高锆合金的耐蚀性; Sabo l开发了ZIRLO 合金, 大幅度提高了耐蚀性能。这一系列方法归根到底 是从改变包壳材料的合金元素分布以提高其耐蚀性能。 为了提高包壳材料的耐蚀性能, 我们既可以进行耐高温 腐蚀的新包壳材料的研制, 又可以对现有包壳材料进行 改进, 如选择最佳热处理工艺、最佳合金成分, 表面激 光处理及表面预生膜等方法都是进一步提高锆合金耐 蚀性能的可以尝试的办法。
（优选）核材料的辐照效应
反应堆材料的辐照问题
反应堆（特别是堆内）晶态合金材料在长期经受各 种粒子、射线辐照，特别是中子辐照时产生结构和 性能的变化。表现为：辐照生长、肿胀、蠕变加快、 氢脆氧化、应力开裂、塑性和韧性下降等。即结构 不稳定，机械、物理、化学性能逐步下降，影响其 服役寿命。
核材料的辐照效应本质
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
Leabharlann Baidu
823K双束辐照后氧化物形貌变化
2低活化铁素体/ 马氏体钢离子辐照后的微观 结构变化
采用100 keV 的氢离子在450 摄氏度对两种成分的低活化 铁素体/ 马氏体钢进行了辐照实验; 同时为了对比研究低活 化铁素体/ 马氏体钢中的合金元素在辐照过程中的行为, 将 Fe-10Cr 合金以及纯铁一起进行了离子辐照. 通过透射电 子显微镜观察发现, 当辐照剂量为1×1017 H + / cm2 时, 在 低活化铁素体/ 马氏体钢中产生了一定数量的位错缺陷, 另 外, 发现有大量富含合金元素Cr 的点状析出物产生.
理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化
A 传统晶态合金
B 纳米晶材料
1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010);
2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010)
一 锆合金的辐照效应
❖ 1. 单位体量材料积中位移原子数与原子总数之比 定义为原子位移（dpa），通常以其值来衡的辐 照损伤程度，在典型轻水堆电站中锆合金包壳每 一次循环下所受到的辐照损伤为20(dpa)，约相当 于10-7dpa/s,可见很严重。
所致。
二铁合金的粒子辐照效应
1 辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响 利用氢离子（H+）束和电子（e-）束，双束（H+/e-）同时 辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究辐 照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下 原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现：辐照前和 15dpa辐照后约10-20nm氧化物的尺寸并没有明显变化，而氧 化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物的稳定性。 当辐照温度升高至823K时，大尺寸的氧化物Y2O3与基体的 相界面变得不规则，但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。 实 弥验散结强果化表相明Y2：O3弥与散铁强素化体相相Y界2O面3尺变寸得稳粗定糙，与无氢明的显存溶在解，现促象进。 铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。
锆合金辐照生长
锆合金辐照力学行为的变化
中子辐照对锆合金氧化性能的影响
中子辐照, 尤其是快中子辐照导致氧化膜和金属基 体内产生大量原子移位, 形成大量缺陷, 包括点缺 陷、位错和空洞等。其中最简单, 且浓度最大的是 Frankel 缺陷对。这些缺陷势必对氧离子的迁移产 生影响。此外, 由于金属锆氧化后体积增大, 氧化 膜处于压应力状态, 这将导致位错密度的增加; 中 子辐照下, 水将分解生成H2, H2在氧化膜内聚集使 氧化膜脆化; 中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕 变, 直接改变氧化膜的应力状态, 甚至使氧化膜开 裂和脱落。
离子辐照前后实验材料的显微组织
3.450 ℃高能电子辐照对CLAM 钢微观结构 的影响
为了研究低活化马氏体CLAM 钢的抗辐照肿胀性 能,在450 ℃下对CLAM 钢进行大剂量高能电子辐 照的原位动态实验. 利用超高压透射电子显微镜观 察发现,CLAM 钢中产生了大量的间隙原子型位错 环和多面体形状的辐照空洞. 分析了它们的形核和 长大规律以及相关机制. 计算表明,CLAM 钢在高 能电子辐照下的最大肿胀率为0.26 % ,具有较好 的抗辐照肿胀性能.
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
❖ 2. 要使锆原子位移就必须向其提供足够的能量， 这一位移能量阈值Ed为25~27ev.而对于1Mev的 入射中子，锆原子接受的反冲能量平均值为 20kev，其最大值可达40kev，显然都远高于锆原 子位移所需的能量，从而出现初级位移原子。
❖ 3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种 碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击 其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷 萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微 观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到 宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤， 性能失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体 内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐 照性的最根本原因。