熔盐堆中辐照损伤对SiC力学性能和熔盐腐蚀性能影响的研究

发布时间：2020-08-11 21:00

【摘要】：碳化硅(SiC)材料由于其优良的高温力学性能、高温化学惰性、低感生放射性和强抗腐蚀能力,尤其是其低中子俘获截面等特性,使之成为先进核能系统熔盐堆的候选材料之一,可作为结构材料和燃料的包覆材料等。SiC在熔盐堆中面临着高温、熔盐腐蚀、高剂量中子辐照等多重环境的考验,因此SiC辐照损伤的规律,以及辐照损伤对其力学性能与抗熔盐腐蚀性能的影响是不能忽视的关键科学问题。本论文利用离子辐照技术研究了熔盐堆候选材料SiC辐照损伤效应,主要研究内容包括SiC微观结构的辐照损伤规律;辐照损伤对SiC力学性能的影响及相关机制;辐照损伤对SiC抗熔盐(FLiNaK)腐蚀性能的影响等方面。1)SiC微观结构的辐照损伤规律在Xe离子辐照的低剂量样品(峰值损伤0.2 dpa,RT)中,SiC的微结构损伤体现在晶格膨胀性应变上,缺陷的类型主要以点缺陷或点缺陷团簇为主;剂量达到0.2-0.6 dpa时样品开始出现非晶化的现象,而当辐照剂量达到2 dpa时,样品辐照损伤层完全非晶化。非晶化机制是:同核键(Si-Si或C-C)富集区域是非晶化的成核区域,随着剂量的增加非晶化核区不断生长,最终连成一片,成为连续的非晶化层。另外,非晶化是材料辐照肿胀的原因之一。2)通过离子辐照的方法调控SiC中的损伤程度,研究了不同损伤程度下的SiC力学性能的变化当dpa较小时(0.2 dpa,RT),离子辐照后样品的硬度高于空白样品,说明辐照产生的点缺陷及其团簇、位错环等缺陷的钉扎效应起主导作用,这是辐照硬化的过程,并在辐照剂量为0.06 dpa时辐照硬化达到最大;当dpa较大时(0.6dpa),样品的硬度开始下降,这是辐照软化的过程,此过程中共价键破坏效应占主导作用;SiC在刚出现非晶化时(0.2-0.6 dpa),共价键破坏效应和钉扎效应两者达到平衡。利用Nix-Gao模型定量地评估了SiC的离子辐照硬化。结果表明,剂量达到0.06dpa,SiC纳米硬度从35.38±0.03增加到42.61±0.02 GPa,增幅为~20%。当辐照区域完全非晶化时,硬度降低到26.49±0.01 GPa。样品的弹性模量随着辐照剂量的升高呈减小的趋势。3)离子辐照后SiC熔盐腐蚀性能的变化及相关机理本论文对比了不同剂量、不同离子、不同能量与不同温度的离子辐照样品在熔盐中的腐蚀行为,研究了SiC辐照腐蚀效应。辐照前纯SiC具有优异的抗熔盐腐蚀性能,但辐照明显地促进了SiC在高温熔盐FLiNaK中的腐蚀。研究发现,在70 keV Si离子高温(650℃)辐照SiC样品(最大损伤处2.5 dpa)经高温熔盐FLiNaK腐蚀166 h之后,样品表面发生了腐蚀脱落的现象,而在仅仅辐照或者腐蚀样品中并没有发现此现象。辐照腐蚀样品表面的腐蚀脱落层的深度为40±8nm,这与辐照损伤深度基本一致。实验结果表明SiC材料的腐蚀与C-C化学键和富C表面的形成和Si离子的流失直接有关。进一步的实验还发现常温低剂量辐照(0.3 dpa)的SiC样品几乎没有腐蚀现象,但当剂量达到3 dpa样品出现非晶化时,辐照显著地促进了SiC的腐蚀(Si和Xe离子辐照下都发现此现象),说明辐照促进SiC腐蚀的过程存在dpa阈值。对腐蚀样品表面和截面的分析表明O元素参与到辐照促进SiC腐蚀过程中,因此控制O杂质的含量是解决辐照促进SiC腐蚀的关键。最后还探讨了辐照促进SiC在高温FLiNaK熔盐中腐蚀的相关机理。
【学位授予单位】：中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TL426
【图文】：

示意图,三回路,熔盐,示意图

第一章绪论3图1-1 三回路熔盐堆系统示意图[10]MSR 堆用材料的工作环境是极为苛刻和复杂的—强辐照、高温以及强腐蚀。为了得到较高的热转换效率以及良好的安全性，高温熔盐直接流动于 MSR 堆芯和各回路管道中，通过热交换器交换热量传递能量，因此高温熔盐将对 MSR 结构部件的服役性能产生不可忽略的影响：各回路的冷却剂采用金属氟化物熔盐（如 FLiNaK 和 FLiBe），具有腐蚀性，尤其是对金属结构材料。此外，高温环境也会对材料的力学性能有影响，并可能增加氟化物熔盐对堆内结构材料的腐蚀。根据橡树岭（ORNL）的技术报告，MSRE 实验堆的堆芯有较高的中子通量率，累积中子通量可达到 1023n/cm2，因此 MSR 的强辐照将严重影响堆用材料服役性能

系统布局,实验堆,系统布局

即 TMSR-SF1，它主要由以下系统和设备构成：堆本体和堆内构件、安全相关系统、反应堆冷却剂系统及设备、测量和控制系统、核辅助系统等[10]，如图 1-2 所示。SiC 基材料以其良好的高温热稳定性，耐辐照性能及化学惰性被公认为可用作反应堆堆芯组件，如控制棒套管、燃料包覆材料等。TMSR-SF1 中控制棒套管候选材料就有 SiC/SiC 复合材料。以服役 20 年计，堆内作为控制棒候选材料的SiC 服役末期所经受的总中子辐照通量接近 7.0E21n/cm2（E>0.1MeV)，因此它将遭受高剂量的中子辐照，其辐照后的性能变化（力学性能与腐蚀性能）将决定反应堆能否安全运行。但 SiC 基材料分别用作燃料包覆材料及控制棒套管全新的候选材料，目前在国内其中子辐照数据几乎为空白。因此，开展 SiC 材料中子辐照试验，获取辐照下力学性能和抗熔盐腐蚀性能的变化，不仅能为 TMSR 熔盐堆的设计和安全分析提供依据，同时也将推动上述 SiC 基材料成为有资质的核用材料。

316L不锈钢,粒子,能量,截面

第一章绪论11图1-5 不同能量的粒子在316L不锈钢中的移位损伤截面随辐照深度的变化[15]1.3.3 离子束与中子辐照实验结果的等效性大量的实验结果表明，离子辐照适合用于模拟研究中子辐照引起的反应堆材料微观结构和宏观性能变化。图 1-6 是对比铁氏体-马氏体钢在离子辐照和反应堆辐照（HT9 堆）的微观结构的变化[16]。如图 1-6 所示，在这两种辐照条件下，材料的微观结构是相似的：如位错线的取向（a<100>,a/2<111>），位错环的尺寸（~20 nm）和密度（5-9×1020m-3）（1-6 图 a）；辐照引起的沉淀物都是 G 相和富Cr 相（1-7 图 b 暗场 TEM）；通过原子探针发现 G 相是 Mn6Ni16Si7，通过 TEM明场像（1-6 图 c）发现此相分布在晶界上，这对于离子辐照和反应堆辐照是相似的；图 1-6d 和 e 所示，两种辐照后材料中形成的空洞尺寸和密度也是相似的。图1-6 铁氏体-马氏体钢在离子辐照和中子辐照（HT9堆）的微观结构变化[16]由于质子与中子的质量数相同，因此质子辐照对材料损伤更接近中子辐照。

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