質子輻照A508-3鋼微結構演變規律

姜葳

摘 要:用高注量質子輻照模擬A508-3鋼中子輻照,輻照注量相當于反應堆壓力容器正常運行20年、40年、60年、80年和100年所遭受的快中子注量。分析材料微觀結構的演變。

關鍵詞:A508-3鋼質子輻照輻照硬化納米壓痕

中圖分類號:TL341 文獻標識碼:A 文章編號:1674-098X(2012)07(c)-0156-01

基于低碳經濟、能源結構調整的需求,核電工業的發展大為加速。在役核電站長期運行的安全性和可靠性顯得尤為重要。反應堆壓力容器(RPV)作為壓水堆核電站中唯一不可更換的安全相關的重大設備。它是防止核電站放射性泄漏的最主要屏障,其使用壽命決定了整個核電站的壽命。中子輻照脆化是RPV材料性能退化的最主要機制,直接制約著RPV的使用壽命。每個RPV都制定有輻照監督計劃,用以監測RPV中子輻照脆化程度。為了更精確評估RPV壽命后期的高注量中子輻照脆化行為,需要增加高注量范圍的實驗數據和探明高注量范圍的輻照脆化機理。

1 高注量質子輻照國產RPV鋼實驗

1.1 實驗樣品制備

實驗采用的是國產A508-3鋼,材料的成分如表1所示。

A508-3鋼的制造工藝是冶煉、鍛造、鍛后熱處理、調制處理。從壓力容器壁厚的四分之一處取樣,取樣后用砂紙磨制后先進行機械拋光,再進行化學拋光,最后用丙酮溶液和酒精溶液清洗。

1.2 質子輻照A508-3鋼實驗

處理好的試樣安裝前先黏在銅板上,再嵌在不銹鋼試樣臺上,最后固定于離子機上。實驗中對試樣的輻照注量因模擬反應堆壓力容器RPV鋼正常運行20年、40年、60年、80年和100年中子輻照量而設定如表2所示。注入溫度保持在室溫水平。

2 實驗分析

2.1 正電子壽命技術分析

正電子壽命是指正電子的熱化結束到湮沒時間的間隔。將未輻照試樣和編號1至5的試樣進行正電子壽命普分析。經過對數據進行處理后,得到正電子三組分壽命和對應的強度結果(τ1:τ2:τ3 ,I1:I2:I3).對于存在缺陷的樣品需要擬合出平均壽命τm和體壽命τb。短壽命值τ1在輻照后有所上升,但上升幅度不大。這是因輻照過程中的級聯碰撞使得原子離位,進而基體中的空位變多。平均壽命和體壽命基本不隨輻照注量的增加而改變,處于一定的平穩狀態。實驗觀察到的平均壽命普遍低于一定數值,可以看出隨著注量的逐漸增加,平均壽命不是無限度的增加,即輻照后沒有形成很大尺寸的空位團。空位團或空洞捕獲正電子壽命的壽命是由τ2代表的,兩者之間基本呈正相關的關系。實驗采用的質子輻照模擬,因其質量小,能量也較小,所以碰撞時傳遞的能量也很小,此時級聯碰撞產生的原子移位也很小,即使增大了注量,原子移位的改變也不會很大,因此τ2 的改變不大,說明空位團隨注量增加的變化不明顯。

2.2 慢正電子譜分析

慢正電子束技術對普通正電子壽命譜技術難以研究的近表面和表面缺陷有較好的研究效果。將高能正電子利用慢化體慢化得到電子伏特量級的低能正電子,由磁場通過運輸、加速和聚焦,最后來獲得單能慢正電子束。慢正電子湮多普勒展寬普為了表征湮沒的性質,采用S和W兩個參數。S代表了在510.24-511.76KeV能量范圍內計數和總的計數之間的比率。一般來說,參數S越大,缺陷的體積越大。從試樣的注量逐漸上升過程中,參數S也基本隨著注量的增加而處于上升趨勢。但是3號和4號試樣的參數S曲線處于異常高的情況,這種情況可能是由于試樣在實驗的過程中發生了氧化造成的。

2.3 納米硬度實驗分析

準靜態壓入模式測量不同輻照的注量輻照后的試樣的納米硬度值,未被輻照的試樣其納米硬度值最低,隨著輻照注量的增加,試樣的納米硬度值有不斷增加的趨勢,一直增加到5號樣品的納米硬度值,增加的趨勢還未停止,這是由于當前設置的注量還不是非常大。這種納米硬度值隨輻照注量增加的情況,是由于輻照引起了一系列的基體缺陷,對位錯造成了釘扎作用,使得位錯滑移困難。這種納米硬度增加的現象機符合了輻照硬化。另一種測試為連續剛度測試模式,此時壓入的深度越大,納米硬度值越小,有著明顯的基體效應,未輻照的試樣同樣是處于最低的狀態。在這種模式下,同樣可以觀察到輻照硬化的現象。

3 結論

根據對未輻照試樣和不同注量輻照不同試樣的分析比較,可以獲得如下結論:

(1) 正電子壽命譜:平均壽命和體壽命的變化不太大,且平均壽命低于一定數值,短值壽命因輻照而略有增加,說明未形成大尺寸的空位團。

(2) 慢正電子多普勒展寬譜解譜:質子輻照誘發的缺陷濃度先是快速增加,然后增加的速度減緩,直到趨于飽和。

(3) 納米壓痕:輻照硬化的現象出現,未輻照的試樣納米硬度值最低,隨著輻照注量的增加,試樣的納米硬度值增加,并且在相當于服役100年的輻照注量下,輻照硬化還未達到飽和。

4 結語

本次試驗采用質子輻照反應堆壓力容器RPV鋼,對輻照效應下RPV鋼的微結構演變分析出一定的規律。但是由于注入反應時的溫度控制在室溫,而反應堆的中子輻照問題基本在288℃所以與實際工作環境下的材料結構演變存在一定的偏差。相信隨著實驗設備的不斷發展,實驗技術的不斷改進,可以制定出更貼近RPV鋼在實際工作環境下的模擬實驗方案。

參考文獻

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