核反應堆用奧氏體不銹鋼輻照損傷的研究進展

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(合肥工業大學1.機械工程學院，2.材料科學與工程學院, 合肥 230009)

0 引 言

隨著全球經濟的發展，能源短缺將成為影響社會發展的重要問題。石油、燃煤等化石能源帶來了諸多污染問題，同時也日漸貧乏，世界各國如法國、美國、日本等都在重點發展新能源，如可再生能源與核能，其中核能作為擴大新能源產值的重要方向而備受關注。我國正處于經濟發展騰飛時期，對于能源的需求尤為迫切[1-3]。我國核電發展技術路線主要分成三個階段：2005～2020年集中發展熱中子反應堆(壓水堆PRW)；2020～2050年計劃發展與建造快中子增殖堆；2050年以后計劃發展受控聚變堆。核電站是一個龐大且復雜的系統，核電站系統的安全性和服役壽命備受重視，因此這對核電站結構材料的性能提出了非常苛刻的要求。奧氏體不銹鋼的強度雖然比馬氏體或鐵素體不銹鋼的低，但其耐腐蝕性、塑韌性和焊接性均較好[4]，因此奧氏體不銹鋼是核反應堆中應用非常廣泛的結構材料。目前，核主泵泵殼、主管道、堆內構件等大多采用奧氏體不銹鋼制造。

由于核反應堆構件要接受大量高能粒子的輻照，構件材料的穩定性對反應堆的正常運行具有重要影響，因此堆內構件材料在輻照下的組織和性能的演變一直是學者研究的熱點。目前，國內外學者對核反應堆構件材料的損傷進行了較多的研究，發現輻照損傷主要包括輻照誘導顯微結構變化、輻照誘導偏析、輻照誘導析出、輻照誘導應力腐蝕斷裂等[5]；但與國外的研究相比，國內有關輻照誘導奧氏體不銹鋼損傷的報道較少。為了給國內相關研究人員提供參考，作者對奧氏體不銹鋼輻照損傷的研究進展進行了綜述。

1 輻照誘導顯微結構變化

1.1 點缺陷與位錯環

根據文獻[6-7]，輻射損傷是高能粒子與材料內部原子之間相互作用的結果，如果高能粒子的轟擊能量高于點陣原子的遷移能，點陣原子則會脫離點陣位置，形成間隙原子，同時當被轟出的間隙原子能量較高時會成為新的轟擊粒子，從而形成大量的點缺陷，例如空位。當點缺陷達到飽和時，空位聚合形成位錯環。位錯的纏結會使材料表面出現大量的黑斑與位錯網，這些缺陷的存在將直接影響材料的宏觀性能穩定性和環境抵抗力。空位和間隙原子的運動是導致晶格缺陷如點缺陷、位錯環的主要原因。研究發現，由輻照形成的弗蘭克間隙位錯環的柏氏矢量b=1/3〈111〉位于{111}晶面上，這是因為在輻照條件下形成的空位和間隙原子在{111}密排面上滑移[8]。YANG等[9]將固溶處理后的SUS316L奧氏體不銹鋼分別在電子束與激光下進行輻照，發現在衍射矢量大于0的條件下，當偏差參數從小于0增大到大于0時，電子束和激光輻照下形成的位錯環尺寸均減小，且均為大角度傾斜。

不同材料在不同輻照劑量、輻照流強、輻照溫度條件下會產生不同的輻照損傷。奧氏體為面心立方結構，存在密排面，當輻照條件達到臨界條件時會產生四面體層錯堆垛，即缺陷在三維方向上堆積成四面體形狀。輻照誘導四面體層錯堆垛形成的機制主要包括弗蘭克位錯環分解形成機制、直接吸收單個空位的形成機制以及空位級聯損傷形成機制等[10]。UBERUAGA等[11]研究了空位存在的類型，將空位團視為超臨界流體，以剪切模量、泊松比和柏氏矢量作為參數計算其穩定性，推測出層錯堆垛是空位團存在的最穩定形態。研究發現，商業純度鋼比高純鋼存在更少的層錯堆垛，推測這是由于商業純度鋼中添加的元素抑制了層錯堆垛的形成[12]。也有研究發現：少量雜質如氧氣的存在可以促進空位團的形成，從而促進層錯堆垛的形成；同時銅、鎳、金和鈀可以降低2%的層錯堆垛能,從而促進層錯堆垛的形成[13]。

1.2 孔洞與腫脹

孔洞分為空洞與氣泡兩種。空洞是內部不含其他原子的孔洞，由空位聚合形成；氣泡是含有氣體原子的孔洞，氣體原子提供的內壓能平衡孔洞的表面張力而使其穩定存在[14]。

輻照時孔洞的形核與長大使得材料的體積增大，發生腫脹。SHENG等[15]根據經典電子理論探討了合金價電子結構與輻照腫脹行為的關系，發現輻照腫脹發生的條件是產生大量的空位-間隙原子對, 破壞原子間的鍵結合;共價電子對越多, 原子間結合力越強，抗輻照腫脹能力越強。

氦泡是一種由輻照引起的典型的氣泡型孔洞。QIAN等[16]對奧氏體不銹鋼產生氦泡的形核機制與遷移行為進行了研究，發現：在室溫至300 ℃的低溫區進行氦離子輻照時，氦泡的微結構不隨溫度的升高而變化，在高于400 ℃的高溫區，氦泡的微結構隨溫度的升高而發生顯著變化；在300～400 ℃時，氦的擴散方式發生轉變，氦原子從空位中釋放獲得能量并發生長程遷移；在輻照溫度低于600 ℃時，經冷變形處理的Fe-17Cr-14Ni奧氏體不銹鋼具有相對較長的輻照孕育期，腫脹速率緩慢，這是因為冷變形能夠增強奧氏體不銹鋼的位錯沉積效應，阻礙空位的聚集。

研究表明，輻照腫脹存在一段孕育期，孕育期內不會發生明顯腫脹，之后隨著輻照劑量的增加、溫度的升高和時間的延長，材料出現孔洞穩定增長行為[17]。孕育期時間的長短對材料的使用壽命有著重要的影響，因此研究腫脹孕育期內缺陷的微觀行為具有重要的意義。目前，主要采用透射電子顯微鏡(TEM)來觀察孔洞的形貌，但是實際上單個點缺陷和小規模缺陷聚集的大小已超出了TEM的分辨率范圍，因此無法通過TEM準確研究腫脹孕育期點缺陷的微觀行為。材料中正電子湮沒壽命取決于空位的大小，正電子湮沒長壽命和短壽命分別揭示了單個空位和空位團的相對數量。 YOSHIIE等[18]通過測試正電子湮沒壽命對鈦強化316奧氏體不銹鋼的孔洞長大行為進行了研究，發現在輻照溫度低于423 K時，隨著溫度的升高，正電子湮沒長壽命強度增大，說明不銹鋼中產生了大量單個空位和微孔，微孔可能是由單個空位間的級聯形成的；在輻照溫度高于473 K時，正電子湮沒平均壽命縮短，微孔開始聚集長大，這說明高溫輻照會加快微孔的聚集，使材料表面形成較大的孔洞。YOSHIIE等[19]還通過測試正電子湮沒壽命研究了合金元素對奧氏體不銹鋼抗輻照腫脹性能的影響，發現在輻照過程中，奧氏體不銹鋼中的微量元素誘導了四面體層錯堆垛的形成，從而有效阻礙了孔洞的長大，提高了奧氏體不銹鋼的抗輻照腫脹性能。

提高奧氏體不銹鋼的抗輻射腫脹性能是改善其抗輻照性能的重要方面，而氧化物強化是改善奧氏體不銹鋼抗輻照性能的方法之一。氧化物彌散強化(ODS)奧氏體不銹鋼具有較高的高溫強度、良好的抗蠕變斷裂和抗輻照性能，是常用的聚變反應堆的結構材料[20-21]。OKA等[22]采用機械合金化方法在離子碳氮共滲(PNC)316奧氏體不銹鋼中添加了Y2O3，對在823 K輻照溫度和15 dpa輻照劑量下PNC316不銹鋼與ODS316不銹鋼的孔洞形貌進行對比，發現輻照后ODS316不銹鋼中的孔洞尺寸比PNC316不銹鋼中的小，孔洞密度較高；ODS316不銹鋼表現出良好的抗輻照腫脹性能，這說明分散的氧化物顆粒可有效地抑制孔洞的長大。這是因為缺陷易在氧化物粒子與基體的界面處聚集，當粒子尺寸大于空位在輻照下的擴散自由程時，就可有效抑制空位的聚集。

2 輻照誘導偏析與析出

2.1 輻照誘導偏析(RIS)

在輻照條件下，區域內存在的濃度梯度使溶質原子或者雜質再分配，造成合金元素在奧氏體不銹鋼的自由表面、位錯、空位、晶界或相界處出現富集或貧乏[23-26]，例如鉻元素的局部貧乏和鎳、硅、磷等元素的晶界富集。鉻元素的貧乏會加速輻照誘導應力腐蝕斷裂，嚴重影響奧氏體不銹鋼的服役性能[27]。

RIS的形成機制主要有兩種,一種是最早提出的柯肯達爾機制，即RIS的形成是溶質原子與空位遷移相互作用的結果。輻照提供的能量如果使溶質原子快速擴散，則溶質原子將優先與空位發生置換，并且在整個晶內擴散；而如果溶質原子的擴散速率較慢，則溶質原子會沉積在缺陷阱處，如晶界、位錯、位錯環與空洞等[28-29]。另一種機制是間隙原子間的相互作用，小尺寸的溶質原子遷移時優先與晶體內的間隙原子發生作用[30-31]，但是目前這種機制的適用性較小。

在柯肯達爾機制中，晶界是主要的缺陷阱，而RIS實質上是由缺陷運動造成的。不同晶界對缺陷運動有不同的敏感度，因此不同晶界上溶質原子和雜質的偏析程度也不同。低能量晶界具有較緊密的原子結構，對晶界偏析的敏感度較小[32]。RIS程度隨著晶界傾斜角的增大而增大，但小角度晶界和一些特殊晶界如Σ3和Σ9晶界會抑制RIS，但是當材料中出現大量特殊晶界時，晶界偏析的分布也會發生變化[33-34]。輻照偏析大部分發生在孿晶界上，這是因為冷變形后的孿晶界在晶體內的占比很高，孿晶界的大量存在減小了晶粒的有效尺寸，阻礙了點缺陷向晶界處的遷移，增大了點缺陷遷移到孿晶界的概率[35]。電化學動電位再活化(EPR)法對貧鉻區微量鉻的存在十分敏感，可有效表征其RIS程度[36]，EPR值越低，說明該區域對RIS的抑制性越好。304不銹鋼經0.86 dpa與1.00 dpa劑量的質子輻照后，其最大損傷深度分別為9，50 μm，0.86 dpa劑量下EPR平均值與最大值都比1.00 dpa劑量下的高，這是由于高輻照劑量下不銹鋼具有較高的溫度，點缺陷易聚集形成空位團，導致損傷深度較大[37];同時，由于高輻照劑量下點缺陷是可自由移動的[38]，導致不銹鋼EPR值較低，因此RIS程度降低。

2.2 輻照誘導析出(RIP)

輻照會促進原子擴散以及熱析出，奧氏體不銹鋼在輻照環境下會有新相沉淀析出，如碳化物和硅化物[39]。RIP會引起材料的脆化與硬化[40]，影響材料的局部相穩定[31]，從而加快輻照誘導應力腐蝕斷裂[41]。目前，研究發現很多由輻照誘導析出的新相，例如奧氏體不銹鋼中析出的γ′相(Ni3Si)和G相(M6Ni16Si7)[42]，鐵素體-馬氏體不銹鋼中析出的M6C、α相、χ相、 Cr2X、σ相、Cr3P、MP 和M23C6(主要為Cr23C6,M=Cr,Fe)等[43]。JIN等[44]在經550 ℃離子輻照后的奧氏體不銹鋼中發現了Cr23C6析出相。

3 輻照誘導應力腐蝕斷裂(IASCC)

奧氏體不銹鋼在輻照環境中產生的IASCC會提高其裂紋敏感度；裂紋一旦產生，其擴展速率由最初的低于10-9m·s-1迅速增大，直至材料完全斷裂。這也是導致材料服役性能降低的重要因素。IASCC主要與輻照后材料顯微結構的改變以及RIS與RIP引起的微觀組成的改變有關[45-47]，這些改變均會引起材料力學性能(輻照硬化、脆化、蠕變)、形變機制的改變。影響IASCC的因素有很多，主要包括中子注量、冷加工、材料成分、腐蝕電位、溫度、載荷等[48]。一些敏感性材料在輻照、應力、腐蝕環境的共同作用下易發生IASCC。STEPHENSON 等[49]在304L不銹鋼中加入硅，使晶界處硅的含量增加后，發現該不銹鋼的晶界腐蝕斷裂敏感性提高，這間接驗證了硅元素的偏析會促進應力腐蝕斷裂。BRUEMMER等[50]通過慢應變速率拉伸試驗研究了600鎳基合金IASCC敏感性，發現當晶界處鉻質量分數由9%降低到5%時，斷口沿晶腐蝕斷裂占比相應地由0 增加到100%，由此推斷晶界貧鉻增加了IASCC 敏感性。微量合金元素和雜質元素的偏析也會影響IASCC敏感性，但目前有關晶界處硫、磷和硼等元素的偏析對IASCC敏感性的影響還沒有明確結論，需要進一步研究。

4 結束語

目前，對奧氏體不銹鋼輻照后損傷行為的研究主要集中在采用透射電鏡、掃描電鏡、力學性能測試以及一些化學電位測試等方法對短時間內經過中子、質子、離子輻照后的奧氏體不銹鋼的顯微結構和性能進行表征，從而較全面地顯示輻照過程中奧氏體不銹鋼顯微結構與性能等方面的變化。盡管目前有關奧氏體不銹鋼輻照損傷行為的研究取得了較大進展，但是仍需探索更好的檢測方法來進一步研究不同種類奧氏體不銹鋼的抗輻照性能及其輻照損傷行為，從而為堆內結構材料的發展提供更好的試驗依據，為延長核反應堆內材料及其部件服役壽命和保障核電站安全高效運行提供可靠技術基礎。