第七讲 核材料的辐照效应讲解

CLAM 钢在450 ℃电子辐照时辐照空洞的变化. (a) 0 dpa ; (b) 1.4 dpa ; (c) 3.6 dpa ; (d) 10 dpa ; (e) 11.5 dpa ; (f) 13.2 dpa ; (g) 13.8 dpa ; (h) 15.6 dpa
从图中可以看到,随着辐照损伤量的增加,产 生的空洞越来越多,并且尺寸也越来越大. 辐 照损伤量达到1.4 dpa 时,开始观察到空洞的 存在,这时空洞的尺寸很小、数量有限;当辐 照损伤量达到3.6 dpa 时,空洞的尺寸明显长 大,数量也在增加; 在图 c 中还可以看到有新 的空洞产生;继续增加辐照剂量,空洞的数量 和直径都继续增加,当辐照损伤量达到10 dpa 时,可以看到空洞的数量较多.
辐照对拉伸性能的影响
中子辐照铝的微观结构变化
铝的中子辐照实验是与硅的中子辐照同 时进行的。中子辐照时, 纯铝箔(纯度为99. 999% )包裹着硅。中子辐照实验在核反应 堆中进行, 辐照剂量为1015 —1016 neutron / cm2。辐照试样取出后, 放置一定时间, 等 到放射性降低后再对试样进行分析。利用 扫描电子显微镜( SEM) 、透射电子显微镜 ( TEM)和纳米显微力学硬度计对中子辐照 后的纯铝试样进行分析。
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。
CLAM 钢在450 ℃电子辐照时的微观结构变化. (a) 0 dpa ; (b) 3.6 dpa ; (c) 10 dpa ; (d) 11.5 dpa ; (e) 13.2 dpa ; (f) 13.8 dpa
图 (a) 是刚刚开始辐照时的微观结构. 从中可以看 出,钢中存在一定数量的均匀分布的位错环,位错环 的平均直径为13 nm. 伴随着辐照损伤量的增加,位 错环不断长大,位错环的密度也在增加,当辐照损伤 量达到11.5 dpa 时(图4.1 ( d) ) ,位错环最大,继续 增加辐照损伤量,最大位错环的大小基本保持不变; 但位错环的数密度增加,比较小的位错环继续长大. 从图4.1 中可以看到,当辐照损伤量达到10 dpa (图 4.1 (c) ) 之前,位错环的数密度增加较慢,当辐照损 伤量达到10 dpa (图4.1 (c) ) 以后,位错环的数密度 迅速增加,以至于辐照损伤量达到13.2dpa (图4.1 (e) ) 以后,看到的位错环的分布密度很大;由于在辐 照过程中的每一时刻产生的间隙原子的数量是一 定的,这将产生“位错环直径增长较快时其数密度 增长较慢、位错环直径增长较慢时其数密度增长 较快”的结果.
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
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.
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。
5 生铁经离子辐照前后的效应
其注氢前的TEM 照片中除了能看到少许的位 错线存在以外, 几乎没有看到别的缺陷存在, 经过注氢以后在纯铁中产生了大量均匀分布 的位错环缺陷, 位错环的尺寸约为5~ 50 nm, 位错环的数密度约为5.51×1021 / m3 . 与其他 钢材经过注氢以后所观察到的结果不同, 在纯 铁中没有出现上面提到的黑斑.
图 ( a)辐照铝箔(灰面)的形貌, ( b)辐照铝箔(黑面)形貌, ( c)未辐照铝箔的形貌
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,
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
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。
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。
辐照对铝性能的影响
中子辐照对纯铝和低合金铝的影响较小，这是因为缺陷 的迁移率甚至低到室温时，任然很高。在反应堆中铝在可能 应用温度范围，从室温到300摄氏度， 或者发生或接近发生 再结晶。
同其他金属一样，在辐照时，铝的强度提高，塑性稍许 下降。退火状态的铝以1.5×1022n/m2注量在30摄氏度下经 辐照，其屈服极限提高2倍，强度极限提高70%，而相对延 伸率比原来值减少67%。在同样条件下，加工变形铝辐照后， 强度极限及屈服极限只提高了6~8倍，而延伸率完全没有变 化。
第七讲 核材料的辐照效应
杨亮
南京航空航天大学
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。
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.
生铁在离子辐照前后的显微组织: ( a) 离子辐照前; ( b) 离子辐照后
不锈钢的中子辐照问题
1.不锈钢的辐照肿胀 在高通量中子辐照条件下，会引起不
锈钢的肿胀。下图为Cr17Ni12Mo2钢的肿 胀效应，肿胀显著增加的快中子注入量临 界值约1022n/cm2。
2.辐照后的力学性能
在中子注入量超过1022n/cm2之后，随注入量增 加，抗拉强度明显上升，延伸率明显下降。在高于 540摄氏度的高温拉伸性能，其强度不受中子注量 的影响，但总延伸率随注入增加明显减少。不锈钢 的断裂韧性随辐照剂量的增加明显减少，在高温辐 照条件下，当中子剂量大于10dpa后，其断裂韧性 趋于稳定；低温辐照的断裂韧性随着中子剂量增加 也明显下降。
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。
随着注量提高到4×1026n/m2，牌号1100技术纯铝不断 提高着强度极限和屈服极限，但相对延伸率仍然完全没变化。 甚至在高注量辐照下，也不会使铝明显脆化。加工变形铝的 特点是，辐照不但提高了强度性能，同时还保持了足够高的 塑性，所以铝的性能辐照后可能比辐照前要好
金属材料受中子轰击后，产生许多缺陷及其衍生 物，如Frenkel对缺陷。离位峰、位错环、层错、贫 原子区、微空洞和嬗变元素等，所以会引起材料性 能发生变化。原因是这些辐照缺陷与基体点阵排列 不同，导致晶格产生畸变，阻碍位错运动，从而引 起强度升高，随之伴生塑、韧性下降和脆性增加。 铝合金辐照性能的变化趋势也符合此规律，但诱发 辐照效应的原因与大多数结构材料略有不同。通常 认为快中子辐照是引起结构材料性能恶化的主要原 因，对铝合金却是热中子比快中子的影响大，如铝 合金在高注量辐照下，除了快中子产生辐照缺陷造 成的硬化外，热中子使Al 嬗变成Si被认为起主要作 用。
核材料的辐照效应本质
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。