材料辐照效应与核电材料--内含动图.ppt

材料辐照效应与核电材料--内含动图.ppt

《材料辐照效应与核电材料--内含动图.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《材料辐照效应与核电材料--内含动图.ppt（74页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。

材料辐照效应与核电材料,目录,1、辐照缺陷的产生过程2、辐照对材料性能的影响3、核电材料A、核电用钢B、锆合金C、核燃料,1、辐照缺陷的产生过程,核反应会产生大量高能中子，动能约为10MeV。

在中子的轰击下，原子会偏离其原来的位置并形成大量缺陷。

1、辐照缺陷的产生过程,

（1）离位阀能原子离位后形成空位，会改变材料的电阻。

逐渐增加入射电子能量，检测到电阻改变时，就是离位阀能。

电子辐照测定Ge的离位阀能,1、辐照缺陷的产生过程,

（1）离位阀能晶格上的原子接受到的能量E小于阀值时，由于它受周围原子的阻拦，不能离开晶格，该接收到的能量只能以晶格振动（热能）的形式存在并传递。

1、辐照缺陷的产生过程,

（2）初级过程外部入射粒子直接与晶格上的原子发生碰撞。

被直接撞到的原子称为初级碰撞原子（primaryknock-on），简称PKA。

如果入射能量足够高，PKA将脱离晶格，成为初级离位原子。

1、辐照缺陷的产生过程,

（2）初级过程形成空位、间隙缺陷、置换缺陷,1、辐照缺陷的产生过程,

（2）初级过程杂质原子的来源,中子引发嬗变效应：

1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞如果初级初级离位原子具有极高的能量，可以引发下一级离位过程，如此往复，称为级联碰撞。

1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞可形成位错环、氦气泡、氢气泡,1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞氦气泡、氢气泡,在中子的轰击下，水发生电离，产生游离态的H。

阿尔法粒子则来源于裂变反应。

H和He，在空洞、位错环、晶界、相界处聚集，成核生长进而形成氢泡或者氦泡。

引起材料的韧脆转变温度（随着温度下降，材料会在某一特定温度附近发生由韧性断裂向脆性断裂的突然变化，这一特定温度称为韧脆转变温度）上升，称为为氢脆和氦脆。

1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞氦气泡、氢气泡,氦是惰性气体，不易溶于固体材料，因此一旦金属中引入氦后，氦将与金属中点阵原子和缺陷发生相互作用，最终导致金属微观结构和宏观性质发生变化。

氦的存在形态有:

1）单个原子及原子团2）氦泡,1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞氦气泡、氢气泡,氦泡形成后，可通过三种方式继续长大:

1）吸收新引入的或者热迁移来的氦原子或吸收空位。

2）迁移-合并机制。

3）Ostwald熟化长大。

在热平衡时，氦泡的压强与大小有关，小氦泡的内部压强小，大氦泡内压强大，因此不同尺寸的氦泡之间存在着氦原子浓度梯度，这种浓度梯度使得小氦泡的氦原子重新溶解而扩散到大泡，导致小的氦泡消失，大的氦泡长大。

1、辐照缺陷的产生过程,（3）级联碰撞大量原子离开晶格，形成空洞。

空洞周围，有大量杂质原子。

（离位较为严重的区域，称为离位峰）,2、辐照缺陷对材料性能的影响,尺寸不稳定燃料元件的尺寸的变化：

限制或阻塞水流，起元件过热；破坏元件表明的包壳材料。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,尺寸不稳定的原因A、缺陷导大量缺陷，巨大的引起内应力。

B、产生大量气泡，使材料变得疏松。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,

（2）加速扩散过程高能粒引发缺陷外形成快速扩散通道材料升温加速扩散过程,辐照作用下，A原子逐渐向内侧扩散,2、辐照缺陷对材料性能的影响,（3）抗拉强度和延伸率（图为奥氏体不锈钢）大量缺陷，强度升高，但是延伸率降低。

辐照剂量增加,2、辐照缺陷对材料性能的影响,（4）改变蠕变行为固体材料在保持应力不变的条件下，应变随时间延长而增加的现象。

典型蠕变曲线分为三个阶段：

减速蠕变、恒速蠕变和加速蠕变。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,（4）改变蠕变行为固体材料在保持应力不变的条件下，应变随时间延长而增加的现象。

I、攀移驱动力不足，因而滑移造成的加工硬化效应超过攀移造成的回复软化效应，故变形速率不断降低。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,（4）改变蠕变行为固体材料在保持应力不变的条件下，应变随时间延长而增加的现象。

II、强化和软化达到动态平衡。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,（4）改变蠕变行为固体材料在保持应力不变的条件下，应变随时间延长而增加的现象。

III、形成大量裂纹，应变迅速增加。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,（4）改变蠕变行为遭受严重辐照的材料，位错被大量缺陷钉扎，稍微扩散，就会引起很大程度的软化，所以不会有减速蠕变阶段（第I阶段）。

甚至，内部已经存在大量裂纹，直接进入第III阶段。

奥氏体不锈钢，蠕变实验的温度、应力都一样。

唯一不同的是辐照温度。

2、辐照缺陷对材料性能的影响,（5）引起应力腐蚀,受一定拉伸应力作用的金属材料在某些特定的介,质中，由于腐蚀介质和应力的协同作用而发生的脆性断裂现象。

燃料（核裂变材料）包壳材料（也称元件包壳）反应堆压力容器材料回路材料蒸发器材料控制材料安全壳慢化材料冷却剂材料反射材料屏蔽材料,3、核电材料,3、核电材料,A、核电用钢B、核电用锆合金,A、核电用钢,以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：

修建厂房的普通钢：

5万吨,A、核电用钢,以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：

压力容器及安全壳：

3700吨,A、核电用钢,以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：

各种管路：

1000吨,A、核电用钢,以100万千瓦压水堆为例，用到钢的地方有：

堆芯：

100吨,A、核电用钢,性能要求室温高温力学性能耐腐蚀性热中子吸收及诱发放射性（约为0.025电子伏特-速度2.2千米/秒）,A、核电用钢,腐蚀产物基本不溶解，一般是悬浮在一回路的冷却剂中，在流动过程中会沉积在滞流水区，使得一回路带有放射性，给设备检修带来不便。

四十年的设计寿命内，100万千瓦的压水堆，腐蚀量高达2吨。

为了减少诱发放射性，需要减少钴的含量。

A、核电用钢,性能要求韧性-脆性转变温度。

A、核电用钢,性能要求韧性-脆性转变温度。

I、减少杂质，在保证强度的前提下，减少碳含量，因为碳会在增加强度的同时会提高转变温度。

II、细化晶粒,A、核电用钢,不锈钢,“耐蚀”是针对具体介质而言的，而且耐蚀是相对的，没有完全不腐蚀的钢。

按照耐蚀的程度不同，不锈耐蚀钢可分为不锈钢和耐酸钢。

不锈钢：

抵抗大气水等介质腐蚀的钢。

0.01mm/年，完全耐蚀；0.1mm/年，耐蚀。

耐酸钢：

抵抗酸、碱等介质腐蚀的钢。

0.1mm/年，完全耐蚀；1mm/年，耐蚀。

A、核电用钢,不锈钢,A、核电用钢,不锈钢,A、核电用钢,通过调整C、Cr、Ni元素的含量制得,L相冷却,L相相,L相+相相，并且L相有剩余,剩余L相相,单相的冷却,相相，但相有剩余,共析反应：

剩余相P（+Fe3C），存在先析相,A、核电用钢,不锈钢,Cr对奥氏体组织的影响:

缩小相区，随着Cr%的增高，奥氏体钢中会出现铁素体组织。

在Cr-Ni奥氏体不锈钢中，当碳含量为0.1%，Cr含量为18%时，为获得稳定的单一奥氏体组织，所需Ni含量最低，大约为8%。

随着Cr%的增高，会增大金属间化合物析出倾向，显著降低钢的塑性和韧性，有的条件下还降低钢的耐蚀性。

降低Ms点；形成各种碳化物，如Cr23C6、Cr7C3。

A、核电用钢,马氏体不锈钢,

（1）Cr13型：

1Cr13、2Cr13、3Cr13、4Cr13等；

（2）高碳高铬钢：

9Cr18、9Cr18MoV等；（3）低碳17%Cr-2%Ni钢：

1Cr17Ni2。

马氏体不锈钢主要含1218%Cr，淬火冷却能生成M。

马氏体不锈钢强度高，但是塑性略差。

A、核电用钢,铁素体不锈钢,都是高铬钢，由Fe-Cr相图可知，由于铬有稳定的作用，在铬含量到达13%时，铁铬合金将无相变，从高温到低温一直保持铁素体。

（1）Cr13型：

如0Cr13、0Cr13Al、0Cr11Ti等；

（2）Cr17型：

如1Cr17、0Cr17Ti、1Cr17Mo等；（3）Cr2530型：

如1Cr28、1Cr25Ti、00Cr30Mo2等。

A、核电用钢,铁素体不锈钢,原因：

高铬铁素体不锈钢在加热和冷却时不发生固态相变，只有碳化物的溶解和析出，因此铸态下的粗大晶粒组织不能通过相变重结晶来细化，一般只能通过压力加工碎化。

当压力加工（锻或轧）温度达到再结晶温度时，发生再结晶和晶粒的正常长大；或者工作温度超过再结晶温度后，晶粒长大倾向明显。

如900以上，晶粒显著粗化。

A、核电用钢,铁素体不锈钢,相脆性按Fe-Cr相图，含45%Cr时在820才开始形成相（Fe-Cr金属间化合物）。

实际生产中，成分偏析含17%Cr的不锈钢在600700长时间加热，就会析出相。

相具有高的硬度（HRC68），形成时还伴有大的体积效应，并且又常常沿晶界分布，所以使钢产生了很大的脆性，并可能促进了晶间腐蚀。

消除：

对于已形成的相的钢，重新加热到820以上保温半小时，使相重新溶入铁素体，以较快速度冷却，可抑制相析出。

（由于相的形成速度是缓慢的）,A、核电用钢,奥氏体不锈钢,奥氏体不锈钢的主要成分是Cr和Ni，18Cr和8Ni的配合是世界各国奥氏体不锈钢的典型成分。

奥氏体不锈钢抗应力腐蚀性能较差。

A、核电用钢,双相不锈钢,铁素体-奥氏体型双相不锈钢发展思路：

奥氏体不锈钢抗应力腐蚀性能较低而铁素体不锈钢抗晶间腐蚀能差,A、核电用钢,双相不锈钢,I、铁素体分布在奥氏体中，提高强度，增加导热性能，降低焊接热裂纹倾向。

塑性较高的奥氏体降低了铁素体的脆性。

II、抗晶间腐蚀的原因。

铁素体钢的晶间腐蚀是由于在晶界析出含Cr化合物Cr23C6。

双相钢中，C富集在奥氏体中，Cr富集在铁素体中。

所以C和Cr相遇的可能性明显降低，Cr23C6形成量减小，不会链接成网状。

A、核电用钢,双相不锈钢,应力腐蚀需要同时具备三个条件:

（1）敏感的金属材料

（2）特定的腐蚀介质,（3）足够大的拉伸应力,特定的材料：

不存在应力时，单纯的腐蚀作用？

No,不存在腐蚀时，单纯的应力作用？

No,A、核电用钢,双相不锈钢,在应力作用下，位错沿着滑移面运动至金属表面,表面产生滑移台阶,表面膜产生局部破裂并暴露活泼的新鲜金属；,A、核电用钢,双相不锈钢,A、核电用钢,双相不锈钢,III、抗应力腐蚀的原因强度增加，位错滑移阻力增加，表面膜破坏的几率降低铁素体相的电位低于奥氏体相，对奥氏体相起保护作用。

B、核电锆合金,Zr200元/公斤,不锈钢16元/公斤,B、核电锆合金,B、核电锆合金,包壳材料I、阻止裂变产物外泄II、避免燃料与冷却剂发生反应III、它给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持者。

IV、它工作在高温高压环境中；暴露于快中子辐照场下；V、一边是高温的燃料芯块，一边是冷却剂热应力,中子吸收截面小、强度等力学性能,B、核电锆合金,各元素的中子吸收面积,熔点为2125K,B、核电锆合金,B、核电锆合金,B、核电锆合金,氧离子沿着膜中阴离子空位扩散，穿过氧化膜到达金属表面，而电子从金属表面向外运动，使氧化膜在金属和氧化膜界面处生长。

B、核电锆合金,B、核电锆合金,B、核电锆合金,C、核燃料,海洋,核裂变能,核聚变能,铀、钍矿石,如全部利用，能供使用24002800年,氘（来自海水）、锂,40亿万吨,2千多亿吨,如实现可控核聚变，能供使用上千亿年,C、核燃料,铀矿石有辐射？

铀矿石确实有辐射，但没想的可怕。

研究表明，一个人揣个1斤左右的铀矿石，每天所受辐射量就跟戴一块夜光手表差不多。

Why?

含量太少，裂变产生的中子很难击中下一个铀原子。

C、核燃料,精炼铀比沙里淘金难多了在天然铀中，可以用作核燃料铀235的含量只有0.72%，铀238的含量大于99.2%，而铀的精炼就是要把铀235的浓度提高。

天然铀中几乎全是铀238，要想把铀235的浓度提高，非常困难。

因它们属于同一种元素，化学性质几乎一样，质量相差也不大，只相差3个中子。

4%,0.7%,C、核燃料,C、核燃料,金属铀从室温到熔点有三个同素异构体，分别为、相。

相：

室温到668，属正交晶系，密度为19.06Mg/m3；相：

668到774，属四方晶系，密度为18.81Mg/m3，相变时体积增大1.15%；相：

774到熔点1133，属BCC晶系，密度为18.06Mg/m3，从相到相体积增加0.71%。

优点：

是裂变原子密度高；导热性能好；