T92马氏体钢的热老化及离子辐照行为的研究

发布时间：2020-04-08 12:25

【摘要】：T92马氏体钢因其优异的抗辐照肿胀能力、热稳定性和机械性能以及良好的与钠相容性等特性,成为钠冷快堆核电站堆芯组件外套管的热门候选材料之一。堆内服役过程中,高剂量快中子辐照、长时热暴露及复杂应力等因素的作用,将导致外套管材料的微观结构及性能发生变化,直接影响其服役行为并关系到钠冷快堆的安全运行。因此,研究T92钢在长时热老化及辐照下的微观结构演变规律与性能变化特点,为设计和发展核级9Cr F/M钢提供依据,对我国钠冷快堆工程化发展具有至关重要的意义。中子辐照实验具有操作复杂、周期漫长、费用昂贵、可控性差,并且辐照后的样品具有较强的残余放射性,不便于后续组织分析和性能检测。基于离子辐照与中子辐照对材料造成的损伤效应的可比性,离子辐照因其高损伤率、实验可控性高及样品分析测试容易等优点,被广泛地用于模拟中子辐照损伤。本文针对钠冷快堆堆芯组件外套管候选材料T92钢在650℃进行了长时热老化研究,最长热老化时间为15000小时(～1.71年)。通过扫描电镜、透射电镜和高能X射线同步辐射衍射等多种微观组织结构分析技术,全面、系统地分析了材料的热老化行为、规律及机理;并通过研究热老化对力学性能的影响规律,揭示了热老化组织演变对机械性能影响的关键因素。分别采用250 keV质子和3 MeV Fe11+在室温下对原始和热老化后的T92钢进行离子辐照,利用透射电子显微镜、慢正电子湮灭及纳米力学探针等试验分析手段研究了连续辐照过程中的微观结构与性能的演化规律,揭示辐照后微观组织与性能的关系。并通过对比热老化前后样品的辐照损伤差异性,探究了热老化对材料辐照损伤行为的影响。研究表明,随着热老化时间的延长,T92钢基体马氏体结构发生回复,板条宽度不断增加。在位错不断运动、互相重组或抵消的作用下,位错密度逐渐降低,并导致板条束重组和亚晶化以及空位型缺陷浓度的升高。热老化前、后样品中的主导位错均为1/2 a0111型不全位错。MX碳氮化合物析出相在整个热老化过程中形状和尺寸保持稳定;短棒状M23C6碳化物析出相则逐渐粗化并伴随着长短轴比的降低。富W、Mo元素的Laves相优先依靠M23C6相形核并迅速粗化,热老化至1000小时后即成为尺寸最大的析出相,在热老化后期平均尺寸接近400 nm。上述所有微观结构与组织演变仅在前9000小时热老化过程中较为明显,9000小时后组织趋于稳定。T92钢的硬度随热老化时间的延长而逐渐降低,其维氏硬度Hv与由Nix-Gao模型拟合获得的纳米硬度H0之间的函数关系为HV≈0.78 H0。热老化后的T92钢因其更低的统计存储位错密度而表现出了更明显的压痕尺寸效应。虽然经长时热老化后T92钢的强度和塑性略有下降,但仍然满足SA-335标准。原位同步辐射X射线衍射拉伸试验结果表明,老化后样品中的晶格应变小于原始样品,形状不规则且各向异性强的大尺寸Laves析出相是导致T92钢热老化后拉伸性能下降的主导因素。在室温下对原始和15000小时热老化的T92钢用质子辐照至0.01、0.05和0.20 dpa,用铁离子辐照至0.25 dpa、0.50、1.00和5.00 dpa。在微观结构方面发生的变化主要为产生大量位错环和空位型团簇。0.20 dpa质子辐照诱导产生的主导位错环类型为a0001型,均匀分布在基体内,而少量的1/2 a0111型位错环分布在位错线附近;大剂量5.00 dpa铁离子辐照样品中的位错环几乎全部为a0001)型。空位型缺陷浓度随辐照剂量的增大的升高,多空位缺陷占比也随之变大。对比原始态T92钢,在相同辐照条件下热老化后样品中造成了更多的位错型缺陷和更少的空位型缺陷,并出现轻微的元素偏析。力学性能方面,在样品和离子种类不变的情况下,硬度值均表现为随辐照剂量的增加而升高,且满足指数关系;但单位剂量硬度增量随辐照剂量的增加而减小,最终出现硬化饱和现象。热老化后样品因其更高密度和更大尺寸的位错环表现出比原始样品更明显的辐照硬化效应,但热老化后样品的硬度值始终小于同样辐照条件下的原始态样品。
【图文】：

钠冷快堆,外套管,辐照肿胀,核电站

至６０％以上，在解决铀资源危机的同时，还可以利用第二、三代反应堆的贫逡逑铀核废料再次发电，实现放射性废料的最小化ｔ２，〃，９Ｉ。逡逑池式钠冷快堆中的结构如图２－２所示［１Ｇ】，堆芯浸泡在一回路金属钠中，逡逑经由二回路钠传热给三回路的水一水蒸气，带动电机进行发电。上百根燃料逡逑棒由包壳管包裹，置于六边形的外套管中组成一个燃料组件。整个反应堆由逡逑成百上千个燃料组件构成，通过控制燃料组件起落可以控制反应堆发电功率。逡逑堆芯组件外套管是燃料棒的结构支撑，为冷却剂钠提供流道，并提供一个防逡逑护层，是燃料棒破裂时防止事故在组件之间蔓延的屏障。由于快堆服役条件逡逑恶劣，，其结构材料选择要求也比以往堆型更加严格。钠冷快堆核电站系统设逡逑计参数⑴见表２－１，外套管服役温度为５００？５５０°Ｃ，服役后期累积辐照损伤逡逑剂量可高达９０？１６０邋ｄｐａ。因此

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２．２．１热老化过程的组织演变逡逑Ｔ９２邋Ｆ／Ｍ钢管通常经热乳工艺制成，后续热处理制度为正火加回火，最逡逑终形成回火马氏体结构。如图２－３，为９Ｃｒ马氏体钢中晶界、板条和析出相逡逑的示意图［２７＞，在原奥氏体晶界内，马氏体板条构成有一定取向的板条束、板逡逑条块。根据Ｍｏｒｉｔｏ等人的研究［２８］，通常在低碳（０．００２６－０．３８ｗｔ．％Ｃ）钢中的一逡逑个板条束中包含三个板条块，因而可以通过板条束的宽度来估算板条块宽度。逡逑小尺寸的ＭＸ碳氮化合物析出相（其中Ｍ：邋Ｖ、Ｎｂ，邋Ｘ：邋Ｎ、Ｃ）弥散分布在基逡逑体内，是马氏体钢中重要的强化相［２９］。Ｍ２３Ｃ６碳化物析出相（其中Ｍ：邋Ｃｒ、Ｆｅ逡逑等）尺寸大于ＭＸ相，主要沿马氏体板条晶界和原奥氏体晶界分布。在正火热逡逑处理的降温过程中，当温度低于马氏体转变温度时，材料原奥氏体结构迅速逡逑发生马氏体转变
【学位授予单位】：北京科技大学
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TG142.1

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