核材料的辐照效应.ppt

反应堆材料的辐照问题 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。 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。 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1/31120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1/62023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。 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。 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(E1.0MeV)。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。实验结果表明：弥散强化相Y2O3尺寸稳定，无明显溶解现象。弥散强化相Y2O3与铁素体相界面变得粗糙与氢的存在，促进铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。 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. 3.450 ℃高能