1、学校 编码 ：10384 分 类号_ 密级_ 学号 ：32420131152301 UDC_ 硕 士 学 位 论 文 核能用钢的微观组织、力学性能 与 辐照行为研究 Investigation of Microstructure, Mechanical Properties and Irradiation Behaviors of Nuclear Application Steels 陈芙梁 指导老师 姓名： 李宁教 授 冉广副教授 专业名称： 材料工程 论文提交 日期： 2015 年 04 月 论文答辩 时间： 2015 年 05 月 学位授予 日期： 2015 年 月 答辩委员 会主席 ：
2、_ 评 阅 人：_ 2015 年 05 月 厦门大学博硕士论文摘要库 厦门大 学学位 论文原 创性声 明 本人呈交 的学位 论 文是本人 在导师 指 导下, 独立完 成的研 究成果。 本 人在论 文写作中参考其他 个人或集体已经发 表的研究成果，均 在文中以适当方式 明 确 标明，并 符合法 律 规范和 厦门大 学 研究生学 术活动 规 范（试行 ） 。 另外，该 学位论 文 为（核岛 材料性 能 测试）课 题的研 究 成果，获 得（ 大型 先进压水 堆核电 站 国家科技 重大专 项 ， 项目编 号：2012ZX06004-001-07-01）课 题经费的 资助， 在 （材料介 观与微 观 性
3、能表征 ） 实验 室 完成。 （请在 以上括 号内 填写课题或课题组 负责人或实验室名 称，未有此项声明 内容的，可以不作 特 别 声明。 ） 声明人（ 签名）： 年 月 日 厦门大学博硕士论文摘要库 厦门大 学学位 论文著 作权使 用声明 本人 同意厦门大学根据 中华人民共和国 学位条例暂行实施 办法等规 定 保留和使用此学位 论文，并向主管部 门或其指定机构送 交学位论文（包括 纸 质 版和电子 版） ， 允许 学位论文 进入厦 门 大学图书 馆及其 数 据库被查 阅、 借阅 。 本 人同意厦门大学将 学位论文加入全国 博士、硕士学位论 文共建单位数据库 进 行 检索，将学位论文 的标题和
4、摘要汇编 出版，采用影印、 缩印或者其它方式 合 理 复制学位 论文。 本学位论 文属于 ： （ ）1. 经厦门 大学保密委员会审查核定的保密学位论文，于 年 月 日解密 ，解密 后适用上 述授权 。 （ ）2. 不保密 ，适用上 述授权 。 （请 在以上相应括号内 打“”或填上相 应内容。保密学位 论文应是已 经 厦门大学保密委员 会审定过的学位论 文，未经厦门大学 保密委员会审定的 学 位 论文均为公开学位 论文。此声明栏不 填写的，默认为公 开学位论文，均适 用 上 述授权 。 ） 声明人 （ 签 名） ： 年 月 日 厦门大学博硕士论文摘要库摘 要 摘 要 在核能领 域应 用的关 键
5、材料的服 役条 件非常 苛 刻，需要 在辐 照、高 温 、腐蚀、 受应 力 、 热循环等 极端条 件下 长 期稳定工 作，并 按照可 预期的方 式老化 、失效 。堆内构 件的性 能与特 性决定了核能可以达到的安全水平。中国从美国西屋公司引进、吸收与消化 AP1000 核电技 术，以形 成具有 自主 知 识产权的 核电技 术，并 在此过程 中着重 对一系 列核能关 键用材 料进行 了相关研发。本论文以国产 SA-182 F304 钢、304 SS 钢、CNST1 钢、CNST2 钢和 CNSS3 钢 为研究对象，对候选钢的微观结构、微观化学、力学行为和抗辐照性能进行了详细研究。 金相与 TEM/
6、STEM 实验分析的结果表明 SA-182 F304 钢和 304 SS 钢为奥氏体相，晶粒 度分别为 5.5 级和 7.8 级， SA-182 F304 钢基体中的宏观析出相主要为 B 类氧化铝类和 D 类球 状氧化物类夹杂物，304 SS 钢主要含 D 类球状氧化物类。CNST1 钢和 CNST2 钢为铁素体， 晶粒度分别为 9.5 级和 9 级，基体中分别弥 散分布着颗粒状碳化物和质点状碳化物。CNSS3 钢则是回火索氏体加极少量下贝氏体。SA-182 F304 钢基体中分布着大量相互交错或平行排 列位错，基体中的微观析出相颗粒很少。304 SS 钢基体含有大量相 互交织的位错，沉淀相是
7、 Fe(Nb,V) 复合颗粒。CNST1 钢和 CNST2 钢 的晶粒为板条状和等轴状的组织形态，析出相为 (Cr,Mn)C 颗粒， 且 CNST1 钢比 CNST2 钢基体中的析出相的弥散程度大。 CNSS3 钢基体中的 微观析出颗粒呈针状。 SA-182 F304 钢的硬度 值低于轧制态 304 SS 钢的硬度值， 而 304 SS 钢垂直轧向检测面的 硬度值低于平行轧向测试面的硬度值。 -80 o C 到 20 o C 范围内两种 304 钢的冲击韧性随温度变 化不大，只是呈现小幅波动，都具有较好的冲击韧性。20 o C 到 600 o C 范围的拉伸试验表明 两种钢的屈服强度、拉伸强度
8、和延伸率均随拉伸温度的升高而下降。SA-182 F304 钢的屈服 强度、 断面收缩率和延伸率均高于轧制态 304 SS 钢， 而其抗拉强度却相反。 两种钢的拉伸断 裂均为韧性断裂。 SA-182 F304 钢的疲劳极限 0.1-1=375 MPa ， 304 SS 钢的疲劳极限 0.1-2=430 MPa 。304 SS 钢的 JC=333 kJ/m 2 和 KC=275 MPa 。 采用 400 keV Fe + 离子 辐照模拟中子辐照效应以加速研究核能关键用候选钢 CNST1 钢、 CNST2 钢和 CNSS3 钢 的抗辐照损伤行为， 结果表明在截面样品中未观察到由 Fe + 离子在钢
9、基 体中造成的明显空位团或位错环等缺陷， 三种钢在 1.0 dpa 及以下的辐照损伤剂量下是耐辐照 的。 但在相同的离子辐照剂量下三种候选钢的耐辐照性能是有差异， 可以得出 CNSS3 钢 抗辐 照损伤的能力相对最强、CNST1 钢次之，CNST2 钢相对最差。 关键词：核能用钢；力学性能；辐照行为 I 厦门大学博硕士论文摘要库Abstract Abstract Key materials used in nuclear energy systems face very harsh environments. They must work well under extreme conditio
10、ns of radiation, high temperature, corrosion, stress, thermal cycling, etc. over a long period of time, and age and degrade in gradual and predictable ways. The properties and characteristics of nuclear reactor materials and components determine the achievable safety levels of nuclear energy systems
11、. China is introducing, absorbing and digesting the AP1000 reactor technology from the Westinghouse Electric Corporation of the USA to create its own nuclear power technology with proprietary intellectual property rights, and has a program focused on the associated research and development of a seri
12、es of key nuclear power materials. This work uses the SA-182 F304, 304 SS, CNST1, CNST2 and CNSS3 steels as the study objects, and conducts detailed analysis and characterization of the microstructure, microscopic chemical and mechanical behaviors, and radiation resistance of some candidate steels.
13、The analysis of metallographic and TEM/STEM measurementresults indicates that the microstructure of the SA-182 F304 steel and 304 SS steels is of the austenite phase, and the micro-grain size number is 5,5 and 7.8, respectively. The macroscopic precipitated phase of the SA-182 F304 steel matrix is m
14、ainly Class B(aluminum oxide) and Class D(spherical oxide) inclusions, while that of the 304 SS steel matrix is mainly Class D(spherical oxide). Both CNST1 and CNST2 steels are ferritic, and their micro-grain numbers are 9.5 and 9, and the matrices are dispersed with granular carbides and carbides i
15、n particle shape. The CNSS3 steel is tempered with very small amount of lower bainite. A large number of staggered or alignedparallel dislocation lines are distributed in the SA-182 F304 steel matrix, with few precipitated phase particles. The 304 SS steel substrate contains a large amount of disloc
16、ations, whose precipitated phase is Fe(Nb,V) composite particles. The grain morphology of CNST1 steel and CNST2 steel is of the lath and equiaxed shapes. Their precipitated phase is (Cr,Mn)C particles, and the CNST1 steels degree of dispersion of precipitated phase in matrix is larger than that of t
17、he CNST2 steel. Microscopic particles in the CNSS3 steel matrix are of the needle-like morphology. II 厦门大学博硕士论文摘要库Abstract The hardness value of the SA-182 F304 steel is lower than that of the 304 SS steel in the rolling state, and the hardness measured on the surface perpendicular to the rolling di
18、rection is lower than that in the parallel direction. Within the range of -80 o C to 20 o C, the impact toughness of the two 304 steels changes little with temperature, showing slight variations and good performance. Tensile tests within the range of 20 o C to 600 o C showed that the yield strength,
19、 tensile strength and percent elongation of both steels decrease with increasing temperature. The yield strength and reduction inarea of the SA-182 F304 steel are larger than that of the 304 SS steel, but the tensile strength has the opposite trend. The tensile fractures of both steels are ductile.
20、The fatigue limit of the SA-182 F304 steel 0.1-1 is 375 MPa, while that of the 304 SS steel 0.1-2 is 430 MPa. J C of the 304 SS is 333 kJ/m 2 , and its KC is 275 MPa . Using 400kV Fe +ion irradiation to accelerate simulated neutron radiation, the radiation damagesof the three candidate key steels CN
21、ST1, CNST2 and CNSS3 are studied, and the results indicate that no obvious vacancy clusters or dislocation loops and other defects caused by Fe +were observed in the matrices of the cross-sectional samples, showing that the three steels are resistant to radiation damages at 1.0 dpa and lower. Their
22、performances differ from each other at the same ion irradiation dose, showing that the radiation resistance of the CNSS3 steel is the strongest, followed by that of the CNST1 steel, while the CNST2 steel has the lowest resistance. Key words: Nuclear application steels; Mechanical properties; Irradia
23、tion behaviors III 厦门大学博硕士论文摘要库目录 目 录 摘要 I Abstract . II 第一章 绪论 1 1.1 前言 . 1 1.2 核 能用 钢的 服役环境. 2 1.3 核 能材 料的 辐照行为 研究 4 1.4 本 文研 究内 容和技术 路线 7 1.4.1 研究内容 7 1.4.2 技术路线 7 第二章 实验材料 与实验方 法 . 9 2.1 实验 材料 . 9 2.2 金相 实验 . 9 2.3 透 射电 子显 微镜试验. 10 2.4 力 学性 能试 验方法. 10 2.4.1 拉伸试验 10 2.4.2 硬度试验 11 2.4.3 冲击韧性试验 11
24、2.4.4 疲劳试验 12 2.4.4.1 S-N 曲线试验 12 2.4.4.2 断裂韧性试验 . 13 2.5 离子 辐照 实验. 14 2.5.1 离子辐照试验用样品制备 14 2.5.2 离子辐照实验方案 15 2.5.3 辐照损伤的模拟计算 15 2.6 辐 照样 品的 正电子湮 没实 验 16 第三章 原始态核 能用钢的 微观组织分析 19 IV 厦门大学博硕士论文摘要库目录 3.1 前言 . 19 3.2 金相 实验 结果. 19 3.3 TEM 观 察、 分析与结 果讨 论 . 22 3.3.1 SA-182 F304 钢 22 3.3.2 304 SS 钢 23 3.3.3
25、CNST1 钢 . 24 3.3.4 CNST2 钢 . 26 3.3.5 CNSS3 钢 29 3.3.6 沉淀析出相的统计分析 30 3.4 本章 小结 . 32 第四章 力学性能 测试与分 析 . 34 4.1 前言 . 34 4.2 硬 度测 试结 果与分析. 34 4.3 冲 击试 验结 果与分析. 36 4.4 高 温拉 伸试 验结果与 分析 38 4.5 疲 劳性 能试 验结果与 分析 45 4.5.1 S-N 曲线试验结果与分析 . 45 4.5.2 断裂韧性试验结果与分析 48 4.6 本章 小结 . 49 第五章 核能用钢 的辐照行 为研究 50 5.1 前言 . 50 5
26、.2 正 电子 湮没 实验结果 与分 析 51 5.2.1 CNST1 钢 . 51 5.2.2 CNST2 钢 . 52 5.2.3 CNSS3 钢 53 5.2.4 正电子湮没实验结果分析 54 5.3 TEM 实 验结 果及分析 55 5.3.1 CNST1 钢 . 56 5.3.2 CNST2 钢 . 57 V 厦门大学博硕士论文摘要库目录 5.3.3 CNSS3 钢 59 5.4 本章 小结 . 60 第六章 本文结论. 61 参考文 献 . 63 致谢 65 VI 厦门大学博硕士论文摘要库Table of Contents Table of Contents Abstract in
27、 Chinese I Abstract in English II Chapter 1 Preface 1 1.1 Background . 1 1.2 Service Conditions of Key Materials Applied in the Field of Nuclear Energy . 2 1.3 Irradiation Behavior of Nuclear Application Steel . 4 1.4 Content and Route of this Dissertation 7 1.4.1 Research Content 7 1.4.2 Research R
28、oute . 7 Chapter 2 Materials and Experiments 9 2.1 Experimental Materials . 9 2.2 Metallographic Experiment 9 2.3 TEM Experiment . 10 2.4 Mechanical Properties Test Method . 10 2.4.1 Tensile Test 10 2.4.2 Hardness Test 11 2.4.3 Impact Toughness Test 11 2.4.4 Fatigue Test . 12 2.4.4.1 S-N Curve Test
29、. 12 2.4.4.2 Ductile Fracture Toughness Test 13 2.5 Ion Irradiation Experiments . 14 2.5.1 Ion Irradiation Sample Preparation . 14 2.5.2 Ion Irradiation Experiments Scheme . 15 2.5.3 Radiation Damage Simulation Calculations . 15 2.6 Positron Annihilation Experiments of Irradiated Samples 16 Chapter
30、3 Microstructure Analysis of the Original State nuclear Application Steel 19 3.1 Preface . 19 VII 厦门大学博硕士论文摘要库Table of Contents 3.2 Metallography results 19 3.3 Observation, Analysis and Discussion of TEM Result 22 3.3.1 SA-182 F304 Steel 22 3.3.2 304 SS Steel 23 3.3.3 CNST1 Steel . 24 3.3.4 CNST2 S
31、teel . 26 3.3.5 CNSS3 Steel 29 3.3.6 Statistical Analysis of the Precipitated Phase . 30 3.4 Summary . 32 Chapter 4 Testing and Analysis of Mechanical properties . 34 4.1 Preface . 34 4.2 Testing and Analysis of Hardness . 34 4.3 Results and Analysis of Impact Toughness Test 36 4.4 Results and Analy
32、sis of High-temperature Tensile Test . 38 4.5 Results and Analysis of Fatigue properties 45 4.5.1 Results and Analysis of S-N Curve Test . 45 4.5.2 Results and Analysis of Ductile Fracture Toughness Test 48 4.6 Summary . 49 Chapter 5 Irradiation Behavior of Nuclear Application Steel 50 5.1 Preface .
33、 50 5.2 Results and Analysis of Positron Annihilation Experiments 51 5.2.1 CNST1 Steel . 51 5.2.2 CNST2 Steel . 52 5.2.3 CNSS3 Steel 53 5.2.4 Results and Analysis of Positron Annihilation Experiments 54 5.3 Results and Analysis of TEM Experiments . 55 5.3.1 CNST1 Steel . 56 5.3.2 CNST2 Steel . 57 5.
34、3.3 CNSS3 Steel 59 VIII 厦门大学博硕士论文摘要库Table of Contents 5.4 Summary . 60 Chapter 6 Conclusions 61 References 63 Acknowledgements . 65 IX 厦门大学博硕士论文摘要库第一章 绪论 第 一章 绪论 1.1 前言 能源是支 撑人 类文明 进 步的物质 基础 ，是现 代 社会发展 不可 或缺的 基 本条件。 在中 国 实 现现代化和全体人民共同富裕的进程中， 能源始终是一个重大战略问题 1 。 改革开放三十年 ， 助力我国 经济腾 飞的 主 要是化石 能源。 由于化 石能源
35、属 于不可 再生能 源，并且 化石能 源的大 量使用会造成环境问题，例如：北京的 PM2.5 成分中 2/3 来自煤炭 和石油的使用 2 ，我国 能 源转型已经势在必行。 新能源主 要包 括核能 、 太阳能、 风能 、生物 质 能、地热 和潮 汐能等 。 由于现在 的太 阳 能 和风能对 天气依 赖性 大 ，存在持 续供电 问题， 生物质能 和地热 及潮汐 效率低下 ，投入 产出不 成比例 3-5 ， 当前最有潜 力替代化石能源的是核能。 2005 年国务院颁布 核电发展中长期规划 （2005-2020）， 提 出 “ 积极发展核电”的方 针，中国核电走上 快速 发展的道路。 核 电发 展 中
36、长期规划（2005-2020） 提出到 2020 年，我国核电在运规模 4000 万千瓦，在建规模 1800 万千瓦 6 。 虽然日本福 岛核事故后，核电发展 放缓了建设步伐，但经 过国家对在运和在建核 电站及项目的安全进行综合评估后，核能发展又重新开启新的篇章。 目前世界 上正 在商业 运 行的核电 站主 要属于 第 二代反应 堆。 上世纪 九 十年代末 开始 在 全 球范围内研发与建造第三代和三代加反应堆， 典型代表为法国的 EPR 堆型和美国西屋公司的 AP1000。与二代堆相 比，AP1000 的非能动 安全系统设计 是一次设 计理念上的进 步，它改 变 了以前安 全系统 设计 的 思
37、维，利 用可靠 、简化 的设计， 而不依 赖于安 全系统的 冗余； 利用自 然规律， 而不依 赖于 故 障率较高 的泵和 电机， 同时将原 来重要 度很高 的人为因 素降到 了最低 7 。中国已和美国西屋 公司签署技术转让合同全盘引进、消化、吸收 AP1000 核反应堆技术， 并将在 AP1000 的基础上研发 CAP1400 （中国大型先进压水堆， 功率 140 万千瓦） 和 CAP1700。 以此形成具有自主知识产权和竞争实力的核心技术与产品。 与二代改进型压水堆堆内构件主体材料采用 RCC-M 系列牌号奥氏体不锈钢相比， AP1000 反应堆堆内构件主体材料采用 ASME 系列牌号，堆内
38、构件的结构形式也存在较大差 异。 为有效利用国内制造厂的现有工艺手段和制造技术， 避免重复投入， 有必要从 ASME 和 RCC-M 两种规范出发 ， 通过两种标准体系的核电主体构件的化学成分、 力学性能、 抗辐照 性 能等的比较分析，探讨 AP1000 堆内构件主体材料国产化的可行性 8 。 1 厦门大学博硕士论文摘要库第一章 绪论 1.2 核 能用钢的服役环境 在核能领 域应 用的关 键 材料其服 役环 境非常 苛 刻，需在 辐照 、高温 、 腐蚀、受 应力 、 热 循环等极端条件下 （如图 1.1） 长期稳定工作， 并按可预测的方式老化、 失效。 正常运行的 系 统性能通 常由材 料特
39、性 决定，不 同条件 、环境 中用不同 的材料 。在运 行中发生 异常或 出现事 故时，材 料特性 又往 往 是决定应 变对策 及时机 的重要因 素。系 统设计 的安全性 取决于 材料性 能在极端环境中的各种极限。 图 1.1 材料在极端环境中 的特性与变化 Fig.1.1 Characteristics and changes of key components in extreme enviroments 核电堆内 构件 位于反 应 堆容器内 ，在 高温、 高 压、强辐 照下 运行， 并 且长期承 受冷 却流 体的冲刷 ，需要 承受 高 中子注量 的辐照 和冷却 剂的腐蚀 ，并且 要在高
40、温、负载 工况下 保持足 够高的强度， 服役条件十分恶劣 9 。AP1000 堆 内构件主体结构采用 304 一系列的奥氏体不锈 钢。 比如 304 奥氏体不锈钢主要用于制造上部支承裙筒、 堆芯罩、 吊 篮筒体；304H 主要用于 制造堆芯下支承板、堆芯上板、上支承板、吊篮发兰、吊篮筒体接管和径向支承键 8 。 压水堆堆内构件的主要功能如下： 1) 支承和互换核燃料组件； 2) 正确引导控制棒进行核反应启动、停止、功率调整； 3) 为反应堆温度测量、中子通量测量提供正确通道； 4) 建立反应堆合理的水流通道； 5) 为反应堆在事故情况下提供二次安全支撑。 2 厦门大学博硕士论文摘要库第一章 绪
41、论 在压水堆 核电 站满功 率 寿期内， 堆内 构件必 须 保持良好 的性 能，实 现 反应堆功 能， 即使 在出现突 发事故 情况 下 ，仍要能 保证反 应堆结 构的完整 性和安 全性， 不至于发 生控制 棒组件 的运动受 阻及压 力边 界 处冷却剂 的外逸 。因此 ，堆内构 件的性 能和质 量直接关 系着反 应堆的 运行安全和效率 10 。 压水堆的 回路 管道是 维 持和约束 冷却 剂循环 流 动的通道 。其 作用是 ： 封闭高温 、高 压 和 带强放射 性冷却 剂， 对 反应堆安 全和正 常运行 起保障作 用。回 路管道 用材应具 备如下 性能： 抗应力腐 蚀、晶 间腐 蚀 和均匀腐
42、蚀的能 力强， 基体组织 稳定、 夹杂物 少，具有 足够强 度、塑 性和热强性能， 铸造和焊接性能好、 生产工艺成熟， 成本低、 有类似 的使用经验，Co 含量尽 量低 11 。 压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成， 前者由下法兰 （含接管段） 、 筒体和半球形 下封头组焊而成， 顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成 （或者为一体化顶盖） 。 上下法兰面 之间用两道自紧式空心金属（高镍耐蚀合金 In2718 或 1828 钢） “O ”形环密封。为了避免容 器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于 5 mm 厚的不 锈钢衬里（过渡层 309L （00Cr23Ni11） +308L （0
43、0Cr20Ni10）。 为防 止外表面腐蚀， 压力容器外表面通常涂漆保护。 反应堆压力容器的作用是： 1) 装载着活性区及堆内所有构件， 对堆芯具有辐射屏蔽作用， 在顶盖上安装着控制棒管 座及其驱动机构，承受很大的机械和动载荷； 2) 作为承压边界， 密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力， 承受动载荷和 温度载荷； 3) 作为第二道屏障，在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。 上述因素 要求 反应堆 压 力容器材 料具 备良好 的 纯净度、 致密 度、成 分 和性能均 匀性 ， 在 中高温度 下具有 优良 的 力学性能 （强度 、塑性 、冲击韧 性和断 裂韧性 等）和冶 金质量
44、，以及 良好的耐蚀性、 焊接性和抗辐照性能 （中子辐照脆化敏感性低） 、 热稳定性、 加工性等。 其中 ， 以面对活性区的筒体段材料性能要求最高 12 。 目前国内外广泛采用的是 SA-508 Gr.3 Cl.1 钢、 SA-533 Gr.B Cl.2 钢和内壁堆焊不锈钢。 蒸汽发生 器是 压水堆 一 回路的热 能传 递给二 回 路介质以 产生 蒸汽的 热 交换设备 ，它 采用 带汽水分 离器的 饱和 蒸 汽。一般 为管壳 式，主 要由筒体 、管板 、水室 、汽水分 离器及 外壳容 器、传热 管等部 件组 成 。蒸汽发 生器传 热管为 压水堆核 电站中 的核心 部件，起 着一、 二回路 的能量
45、交 换和一 回路 压 力边界完 整性的 重要作 用。传热 管在特 定结构 和介质条 件下， 承受高 3 厦门大学博硕士论文摘要库第一章 绪论 温、高压 和管子 内外 的 压差以及 腐蚀、 水力振 动等工况 作用， 容易造 成各种类 型的腐 蚀损伤 和应力腐蚀破坏。 传热管应具有： 热强性、 热 稳定性和焊接性好； 基体组织稳定、 导热率高、 热膨胀系 数小； 抗均 匀 腐蚀和局 部腐蚀 能力强 ；具有足 够高的 塑性和 韧性，以 适应弯 管、胀 管的加工和抗振动。 我国从 20 世纪 70 年代开始研制蒸汽发生器传热管材， 最初也是 18-8 型 不锈钢以及新 13 号合金管材。 但自我国发展
46、核电以来， 蒸汽发生器传热管材就基本是采用进 口。 我国自行设计的秦山一期核电站采用的就是 Inconel 800 合金管， 到大亚湾核电站则选用 了当时新开发的 Inconel 690(TT) 合金管 13 。 1.3 核 能材料的辐照行为 研究 核反应堆堆内材料的特 殊性体现在辐照效应和 辐照催生效应 14 。辐照 过程中，材料的原 子将不断 被打离 原子 晶 体节点位 置，造 成远超 平衡态的 大量原 子空位 和自间隙 原子缺 陷。原 子位移引 起的辐 照损 伤 将导致复 杂的微 观结构 和微观化 学变化 ，包括 空位团形 成、自 间隙原 子集聚、 沉淀相 析出 等 ，从而引 起材料 的
47、密度 、微观结 构和力 学性能 等性质的 改变。 辐照将 导致目标材料的微观结构和微观化学的改变引起其性质与性能的下降， 包括： 硬化和软化 （取 决于辐照 温度） 、晶间 贫铬、应 力腐蚀 开裂加 速、断裂 韧性的 严重降 低（脆化 ） 、拉 伸应变 延 性的几乎 丧失、 增大 亚 临界裂纹 开裂速 率、非 温度敏感 的辐照 蠕变、 空位肿胀 以及蠕 变断裂 寿命和塑性的大幅降低 15 。 对于在辐 照环 境中的 服 役材料， 建立 和验证 辐 照损伤服 役科 学预测 模 型，准确 可信 地 预 测材料和 系统寿 命是 一 个重大基 础和应 用挑战 。常规的 实验手 段和现 存极少数 的中子
48、 辐照设 施无法满 足对辐 照效 应 进行深入 系统的 科学研 究。除了 在俄罗 斯、法 国、日本 为数极 少的实 验快中子 堆，世 界上 已 无其它能 够进行 高束流 快中子辐 照设施 。另外 ，由于中 子辐照 后样品 会带有放 射性， 安全 地 对其进行 检测需 要热室 和其他特 殊的实 验保护 条件，从 而极大 地减慢 了实验检 测过程 。在 堆 内研究材 料的辐 照损伤 行为是非 常复杂 的，进 行堆内辐 照实验 时间周 期长， 并且实验费用昂贵， 这对于新型核能用关键材料的研发与构件的初期选材不是很合适， 因此，科 学家们 常采 用 离子模拟 中子以 加速研 究材料的 辐照行为 。因
49、 为离子辐 照损伤 效能可 以比中子大 5 至 6 个数 量级，可以大大缩短实验时间，选取合适的高能离子可以减少对样品 的污染，同时实验中可以精确地控制辐照注入量、温度和其它轰击条件 16 。表 1.1 列举了中 子辐照与离子辐照在材料辐照损伤行为研究中的优缺点。 反应堆中快中子与材料中的原子碰撞生成初级离位原子 （PKA） 。 初级 离位原子的动能量 可高达几十万电子伏特。 由 PKA 继续碰撞其近邻原子产生树枝状的级联碰撞原子群。 群中原 4 厦门大学博硕士论文摘要库 Degree papers are in the “Xiamen University Electronic Theses and Dissertations Database ”. Fulltexts are available in the following ways: 1. If your library is a CALIS member libraries, please log on http:/ and submit requests online, or co
