國產反應堆壓力容器鋼輻照損傷的正電子湮沒研究

《國產反應堆壓力容器鋼輻照損傷的正電子湮沒研究》是依託武漢大學，由吳奕初擔任項目負責人的面上項目。

基本介紹

• 中文名：國產反應堆壓力容器鋼輻照損傷的正電子湮沒研究
• 項目類別：面上項目
• 項目負責人：吳奕初
• 依託單位：武漢大學

項目摘要

正電子湮沒無損檢測技術在工程材料領域的套用以它的非破壞性、高靈敏度和方便使用受到人們的極大關注。本項目利用正電子湮沒對原子尺度缺陷和缺陷的化學環境特別敏感特長，配合SEM、TEM及硬度測量等方法研究純Fe，低Cu模擬鋼及國產反應堆壓力容器（RPV）鋼輻照損傷行為。主要研究內容為：（1）國產鋼原始樣品輻照前微結構及缺陷的表征；（2）比較電子輻照下純Fe，模擬鋼及國產鋼導致基體損傷的異同，研究不同輻照條件下缺陷的形成及演化規律；（3）研究質子（或中子）輻照國產鋼導致的基體損傷，富Cu原子團簇的析出行為，以及其它元素對硬化和脆化的協同作用。本項目研究有助於了解國產鋼輻照硬化和脆化機理，為更準確地對在役核電站RPV材料進行輻照損傷評估提供技術支持；掌握雜質元素（Cu）對RPV材料輻照損傷的影響規律，為國產RPV材料的採購技術規範、製造工藝改進提供理論依據和實驗數據。

結題摘要

反應堆壓力容器（RPV）是一迴路冷卻劑壓力邊界的關鍵部件，是反應堆內最大的且不可更換部件，它的壽命決定了整個核電站的壽命。強烈的中子輻照使材料的性能不斷惡化，反應堆壓力容器材料經受中子輻照後產生脆化效應，韌性降低，增加了脆性斷裂的趨勢，因此反應堆壓力容器材料的輻照脆化一直是國內外研究者重大關注的問題。本項目利用正電子湮沒譜學對原子尺度缺陷和缺陷的化學環境特別敏感特長，配合三維原子探針（3D-AP）、TEM及納米壓痕等方法研究國產RPV鋼和Fe-Cu模擬合金輻照後微結構與力學性能變化。輻照條件分別為110keV和240keV的質子輻照，以及3MeV的Fe13+離子輻照，輻照損傷量為0.05~1.0dpa。慢正電子束測量能量範圍為0.5~26keV,正電子注入深度為約940nm。國產RPV鋼輻照實驗結果表明：質子輻照與重離子輻照效應與劑量有著不同的關係，質子輻照後的A508-3鋼的S參數都隨著輻照劑量的增大急劇增加，揭示了在樣品的微結構演變中，輻照劑量的變化與基體損傷的形成（如位錯環，微孔洞的形成等）有著直接關係；相反Fe13+離子輻照後S參數的增加卻與劑量是沒有太大的關聯。3D-AP和TEM均證實國產RPV鋼質子和重離子輻照後產生基體損傷，未觀察的溶質原子團簇；顯微硬度和納米壓痕測量發現硬度隨輻照劑量的增加而增加，國產A508-3鋼與國外16MND5鋼相比具有更好的抗輻照能力。Fe-Cu模擬合金的輻照研究結果表明：Cu含量增加提高了合金的輻照敏感性；經質子輻照後Fe-Cu合金不僅僅存在空位型的基體缺陷，還存在其它類型的缺陷，如輻照後合金中形成富Cu原子團簇，或者是Cu-H-V團簇。在本項目支持下，取得一批有意義的結果，已在PRB, Journal of Nuclear Materials, CrystEngComm等國際刊物上發表論文17篇,申報發明專利1項。國內外學術合作與交流成效顯著，小組成員多次參加國內外學術會議或赴國外從事合作研究。