輻照脆化

輻照脆化是指在核技術的設備中，零部件處於高能電子、中子等粒子流的輻射下，結構材料發生脆化，通常表現為幾何尺寸變化，和塑性下降以及物理性能的變化。

基本介紹

• 中文名：輻照脆化
• 外文名：irradiation embrittlement
• 領域：材料學
• 條件：設備受到累積輻照
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介紹

脆化機制

在輻照條件下，壓力容器鋼會產生一系列的微結構缺陷，比如空位、間隙原子點缺陷及點缺陷團簇，這些缺陷從根源上導致了溶質原子的沉澱和偏聚等，使容器鋼的韌脆性轉變溫度向高溫區移動，產生輻照脆化效應。

脆化表現

對奧氏體鋼，輻照脆化表現為拉伸試驗或蠕變斷裂試驗中斷裂延伸率降低。脆化隨中子劑量單調增加，而輻照溫度的影響則由於在不同溫度區域存在的硬化恢復、高溫脆 化(氦脆)以及基體軟化而相當複雜。

鐵素體的輻照脆化還表現為a_K值下 降，塑脆轉變溫度(DBTT)和無塑性溫度 (NDT)升高。鐵素體鋼不存在輻照引起的高溫脆化(氦脆)。

輻照引起的延性下降，使部件服役壽命降低， 是燃料元件設計的限制因素。反應堆應力容器一般採用Mn—Ni—Mo系 低合金鋼，應嚴格控制其P、Ni、Cu 元素限量，以減少材料受中子輻照後塑脆轉變溫度的升高，保證反應堆壓力容器在壽期內安全運行。

影響因素

溶質元素

Cu 在壓力容器，尤其是老式壓力容器輻照硬化和脆化中扮演著至關重要的角色。實際上，現代壓力容器材料的Cu含量基本保持在0.10%以下，但老式壓力容器材料的 Cu 含量則通常超過 0.15%。高Cu 合金及高 Cu 鋼熱加工過程中，最重要的一步工藝就是去應力退火，其主要參數包括退火溫度和降溫速度。

去應力退火一般在600~620 ℃進行，在這個過程中，晶界和位錯處會形成 e-Cu 沉澱。在降溫過程中，壓力容器厚壁鋼材的高熱容量同樣會造成溶解在基體中的Cu原子含量下降，從而降低材料對輻照脆化的敏感性。研究
表明，去應力退火溫度越低，降溫速度越慢，基體中剩餘的Cu含量就越低。材料中Cu沉澱的硬化機制包括模量失諧、晶格錯配以及沉澱物和位錯的相互作用等。由於 fcc 結構 Cu的原子體積計算值和bcc結構Fe的原子體積計算值幾乎一致，因此，研究普遍認為Fe和Cu原子體積不同引起的晶格錯配對沉澱硬化的貢獻很小，而Cu沉澱引起的硬化主要來源於沉澱物和 Fe 固溶體基體間模量不協調造成的模量失諧。Cu 溶解到 Fe 中時，其原子體積會增大，因此沉澱物中 Cu 的原子體積要比計算值更大。

輻照通量

材料試驗反應堆通常被用來研究壓力容器材料的中子輻照脆化行為。通常情況下，核電站堆內輻照監督處受到的中子輻照通量約為 n/(c㎡*s)，而材料試驗反應堆的中子輻照通量要高出1~3個量級。與材料試驗反應堆內鋼板的輻照損傷相比，輻照通量較低的壓水堆內鋼板中所產生的富 Cu 沉澱物的尺寸更大，數密度更小，沉澱物中的Cu 含量更高沉澱物的尺寸更大，數密度更小，沉澱物中的Cu 含量更高。輻照通量影響了溶質沉澱的形成，從而對材料硬化產生影響。

輻照後退火

輻照後退火對富 Cu 沉澱有 2 種影響機制。富 Cu 沉澱物溶解或者富 Cu 沉澱物粗化。溶解機制認為，輻照後退火在本質上將材料回歸到初始未輻照狀態，因此，材料在重新輻照時應該和原先的脆化速度基本一致。而在粗化機制影響下，由於基體中溶質含量降低，經過輻照後退火處理的材料的輻照脆化速度應該和初始態脆化速度有所不同。