呂 錚，劉春明

(東北大學(xué) 材料各向異性與織構(gòu)教育部重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，沈陽(yáng) 110819)

快中子反應(yīng)堆核心結(jié)構(gòu)材料的輻照損傷

呂 錚，劉春明

(東北大學(xué) 材料各向異性與織構(gòu)教育部重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，沈陽(yáng) 110819)

快中子反應(yīng)堆 (快堆)的核心結(jié)構(gòu)材料 (如燃料包殼等)在服役過程中將承受長(zhǎng)期的高通量的中子輻照、高溫和嬗變反應(yīng)產(chǎn)生的He的作用，引起的合金微觀結(jié)構(gòu)的改變，導(dǎo)致材料力學(xué)性能的嚴(yán)重惡化.高性能抗輻照材料成為快堆發(fā)展的關(guān)鍵前提條件之一.本文介紹快堆中輻照引起的金屬材料微觀結(jié)構(gòu)的變化.

快中子反應(yīng)堆;結(jié)構(gòu)材料;輻照損傷;微觀結(jié)構(gòu)

1 快堆是未來核電發(fā)展的方向

為了滿足日益增長(zhǎng)的能源需求以及減少溫室氣體的排放，核能重新受到國(guó)際社會(huì)的廣泛重視.我國(guó)的核電政策由過去的“適度發(fā)展”“積極發(fā)展”，到現(xiàn)在的“大力發(fā)展”，確定了”壓水堆－快堆－聚變堆”核能三步走的發(fā)展戰(zhàn)略.迄今在役和在建的核反應(yīng)堆均為二、三代堆(熱堆)，其迅速發(fā)展正面臨資源和環(huán)境問題.自然界中存在的易裂變核素只有235U，只占鈾資源的0.72%，鈾資源在熱堆中的利用率不足1%，全世界的U資源只夠用70年.而目前國(guó)際上正在廣泛研發(fā)中的快中子增殖堆(四代堆)，在其閉合循環(huán)中由于中子有足夠的能量可使占鈾資源99.28%的238U俘獲中子轉(zhuǎn)換為自然界不存在的易裂變核素239Pu，使U資源的利用率提高至少60倍，核廢棄物的排放量和毒性減少90%.此外還可以把用過的核燃料中的放射性物質(zhì)轉(zhuǎn)化為短壽命的放射性核素，進(jìn)一步減少核廢料污染.另外，由于工作溫度高，可以提高熱效率，同時(shí)實(shí)現(xiàn)熱化學(xué)制氫用于已現(xiàn)曙光的未來氫經(jīng)濟(jì)，為核能發(fā)展提供了廣闊空間.正在研究的一種先進(jìn)核燃料循環(huán)體系，不作鈾钚分離，直接處理出滿足快堆核電站要求的鈾、钚混合燃料，可滿足核能可持續(xù)發(fā)展和防止核擴(kuò)散的雙重需求.迄今國(guó)際上已建成21座快堆，積累了300快堆·年的經(jīng)驗(yàn).我國(guó)在北京建立了中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆，將在福建三明建立示范快堆并爭(zhēng)取在2035年前后建成實(shí)用化的快堆.俄羅斯80萬(wàn)kW商用快堆和印度50萬(wàn)kW原型快堆也在建造中.快堆將在本世紀(jì)30年代實(shí)現(xiàn)商業(yè)化運(yùn)行.

2 快堆核心結(jié)構(gòu)材料的工作環(huán)境

快堆的核心結(jié)構(gòu)材料(如燃料包殼和六角管等)的工作環(huán)境遠(yuǎn)比現(xiàn)有二代/三代裂變堆苛刻.熱堆的工作溫度通常不超過350℃，堆心的輻照劑量約30 dpa，而快堆的工作溫度可達(dá)550～1 000℃，材料輻照損傷可達(dá)200 dpa，嬗變反應(yīng)在材料中產(chǎn)生的He濃度接近10 appm.dpa(displacement per atom)是材料輻照劑量和輻照損傷的度量單位，即每個(gè)原子平均移位次數(shù).輻照引起的移位損傷及其演化過程導(dǎo)致復(fù)雜的微觀結(jié)構(gòu)和微觀化學(xué)演化，包括空位和間隙原子缺陷團(tuán)的擴(kuò)散聚集，位錯(cuò)結(jié)構(gòu)的改變，非平衡的溶質(zhì)原子偏聚，輻照引起和增強(qiáng)的相沉淀，空洞的萌生和長(zhǎng)大，等等.移位損傷與H、He等嬗變氣體產(chǎn)物有復(fù)雜的交互作用;特別是He在鋼中不溶解，會(huì)以氣泡形式析出，成為空洞和晶界蠕變微孔萌生的位點(diǎn).核嬗變形成具有很寬半衰變期譜的放射性核素，改變了合金的化學(xué)組成.微觀結(jié)構(gòu)和微觀化學(xué)的演化使材料的主要性能惡化，包括硬化和軟化(取決于輻照溫度)，斷裂韌性的大幅降低(脆化)，均勻拉伸延展性幾乎全部喪失，亞臨界開裂速率加快，對(duì)溫度不敏感的輻照蠕變，孔洞腫脹，以及蠕變斷裂壽命和延展性的大幅降低等.因此快堆的發(fā)展需要能夠長(zhǎng)期在高輻照、熱機(jī)械交變載荷和化學(xué)反應(yīng)環(huán)境同時(shí)存在的極端條件下工作的材料，除滿足高溫(500～1 000℃)強(qiáng)度和高溫蠕變強(qiáng)度、良好的綜合力學(xué)性能和低的韌－脆轉(zhuǎn)變溫度等要求外，特別需要優(yōu)異的抗輻照性能(包括高He含量時(shí)力學(xué)性能沒有明顯下降).抗輻照是快堆核心結(jié)構(gòu)材料最關(guān)鍵的性能，深入了解輻照損傷過程和相關(guān)機(jī)理，對(duì)選擇、改善和發(fā)展高抗輻照合金和延長(zhǎng)其使用壽命具有重要意義.

3 中子在合金中引起的輻照損傷

金屬和合金在快堆中的輻照損傷主要有兩種機(jī)制［1］:移位損傷和雜質(zhì)元素(特別是He)的形成.移位損傷及其演化造成微觀結(jié)構(gòu)的顯著改變;核反應(yīng)和嬗變反應(yīng)生成的He形成大量He泡.移位損傷和He泡都嚴(yán)重影響合金性能，在高He含量時(shí)He泡成為性能惡化的主要原因.

3.1 移位損傷

中子散射和相關(guān)反應(yīng)產(chǎn)生的中子－原子碰撞，主要生成反沖原子(初級(jí)反沖原子)，其能量可達(dá)幾至幾十keV電子伏.使一個(gè)原子從其穩(wěn)定的晶格位置移位只需大約25 eV的能量.如果反沖原子的能量在1keV以上(典型的是10 keV)，則會(huì)繼續(xù)使許多近鄰的原子從其平衡晶格位置移位，并產(chǎn)生等量的空位和自間隙原子，形成碰撞級(jí)聯(lián)(collision cascade)，它們從原有格點(diǎn)移位，形成“移位損傷”.移位損傷區(qū)域的空間分布是多種多樣的，但均由以下兩部分組成:分散分布的單個(gè)初始點(diǎn)缺陷和具有局域高濃度點(diǎn)缺陷的“碰撞級(jí)聯(lián)”.后者位于初級(jí)反沖原子運(yùn)行蹤跡的尾部，尺度在10 nm或更小，其大致形狀是:芯部為空位，邊緣是自間隙原子.根據(jù)材料的不同，反沖級(jí)聯(lián)芯部會(huì)變?yōu)榭瘴晃诲e(cuò)環(huán)、微孔或堆垛層錯(cuò)四面體，其周圍的間隙原子也會(huì)很快形成間隙原子團(tuán)或位錯(cuò)環(huán)，并迅速遷移和與空位復(fù)合.反沖原子級(jí)聯(lián)中局域高濃度的點(diǎn)缺陷(空位、自間隙原子)及小的缺陷團(tuán)簇，通常形成含有合金溶質(zhì)原子的復(fù)合體.自間隙原子有各種結(jié)構(gòu)，其中兩個(gè)原子共用一個(gè)格點(diǎn)位置.許多自間隙原子在幾次跳躍后與空位結(jié)合，于是有兩個(gè)缺陷消失.在反應(yīng)堆工作溫度(＞0.3 Tm，Tm是鋼的熔化溫度)，大部分點(diǎn)缺陷通過互相結(jié)合而消失，少部分則脫離缺陷級(jí)聯(lián)成為自由遷移的點(diǎn)缺陷.處于碰撞原子級(jí)聯(lián)再組合體中的點(diǎn)缺陷大約有1/3可能經(jīng)歷長(zhǎng)程擴(kuò)散，造成了微觀結(jié)構(gòu)的演化.這一經(jīng)典的輻照損傷圖像得到近年來的分子動(dòng)力學(xué)計(jì)算結(jié)果的支持，該計(jì)算模擬了碰撞級(jí)聯(lián)在模擬的晶格中的形成［2］.從Monte Carlo動(dòng)力學(xué)計(jì)算可以進(jìn)一步了解碰撞級(jí)聯(lián)引起的輻照損傷的長(zhǎng)期演化情況［3］.另外，在一些材料中透射電鏡觀察到所產(chǎn)生的點(diǎn)缺陷團(tuán)的數(shù)量密度、空間分布、幾何形狀和尺寸范圍等特征與上述碰撞級(jí)聯(lián)的形成概念相符［4］.輻照在合金鋼中引起的缺陷結(jié)構(gòu)既受中子和初級(jí)反沖原子能量的影響，也受輻照溫度、既有的點(diǎn)缺陷和線缺陷數(shù)量、點(diǎn)缺陷－位錯(cuò)和點(diǎn)缺陷－溶質(zhì)間隙原子交互作用等參數(shù)的影響，為了確定輻照對(duì)合金結(jié)構(gòu)和性能的影響，需要對(duì)涉及碰撞級(jí)聯(lián)的行為尤其是高中子劑量條件下已損傷材料中碰撞級(jí)聯(lián)的演化行為作進(jìn)一步的研究.

輻照引起的缺陷數(shù)量和產(chǎn)生速率取決于中子的通量、能量譜、輻照溫度和時(shí)間.但由于與輻照損傷直接相關(guān)的是原子的移位，現(xiàn)在普遍采用單個(gè)原子從其晶格格點(diǎn)移位的平均次數(shù)(dpa)來表征輻照強(qiáng)度和材料的損傷程度，dpa的值用NRT模型計(jì)算得到［5］，已成為國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)，在強(qiáng)輻照的快堆中dpa值可能超過200.

3.2 生成雜質(zhì)原子

在核反應(yīng)中，中子被吸收導(dǎo)致原子核的變化，生成的新元素成為雜質(zhì)原子.熱中子和高能中子都能引起大量的這種變化，如中子與Fe反應(yīng)產(chǎn)生固體嬗變產(chǎn)物Mn，但就對(duì)材料的影響來說最重要的是(n，α)和(n，p)反應(yīng)(n，α，p 分別為中子、α粒子(氦核)和質(zhì)子(氫核))，分別生成氦和氫，例如由Ni嬗變生成氦(58Ni+n→59Ni+γ，59Ni+n→56Fe+4He)和 B嬗變生成氦(10B+n→7Li+4He，即一個(gè)10B的核(靶核)與入射的中子作用產(chǎn)生一個(gè)反沖7Li核和發(fā)射出一個(gè)α粒子).其他的合金元素對(duì)He的生成也有重要貢獻(xiàn)［6］.

在輻照生成的雜質(zhì)原子中，輻照引起的合金組成變化一般不大.在快堆的高溫環(huán)境下，H足夠快的擴(kuò)散速率達(dá)到與環(huán)境的平衡，而He基本上不溶于合金而是以He泡析出，因此He成為對(duì)合金性能影響最重要的雜質(zhì)原子.He的積累速率一般情況下由He量(appm)與dpa之比來表征，比值He/dpa對(duì)中子譜敏感.

4 中子輻照損傷引起的材料微觀結(jié)構(gòu)的演化

長(zhǎng)期持續(xù)的中子輻照導(dǎo)致合金微觀結(jié)構(gòu)和微觀化學(xué)的不斷改變.移位損傷引起的空位和間隙原子缺陷團(tuán)的不斷生成、擴(kuò)散、湮滅/聚集、隨之發(fā)生的位錯(cuò)結(jié)構(gòu)的改變、非平衡的溶質(zhì)原子偏聚、核嬗變生成的具有很寬半衰變期譜的放射性核素、輻照引起或增強(qiáng)的沉淀相、尤其是生成和積累的He在合金中不溶解而成為合金中空洞和晶界蠕變微孔萌生的位點(diǎn)并在輻照過程中不斷長(zhǎng)大，構(gòu)成了合金微觀結(jié)構(gòu)和微觀化學(xué)組成的復(fù)雜演化過程.中子的能量譜、輻照溫度、強(qiáng)度和時(shí)間對(duì)演化有決定性的影響.此前對(duì)快中子增殖堆的材料研究獲得了大量材料輻照損傷的信息，促進(jìn)了抗輻照合金的發(fā)展.在快堆中觀察到的3種最重要的輻照損傷引起的微觀結(jié)構(gòu)演化是孔洞膨脹，偏析和相的不穩(wěn)定性.

4.1 孔洞腫脹

在工作溫度為400～700℃的合金中，輻照會(huì)引起稱之為孔洞腫脹的嚴(yán)重輻照損傷，導(dǎo)致材料尺寸的變化和核心部件的畸變.這一效應(yīng)在高溫(0.3～0.5 Tm)高劑量(＞10 dpa)輻照時(shí)，在許多金屬和合金中都明顯出現(xiàn)，如奧氏體鋼在高劑量輻照下可以發(fā)生百分之幾十的體積變化(圖1)，達(dá)到1%/dpa［7］.孔洞腫脹是由于合金中大量微孔的形成與長(zhǎng)大，可以用透射電鏡直接觀察到.在給定的劑量速率和溫度下，多數(shù)材料的孔洞腫脹可以用3個(gè)階段來表征:孕育期、不穩(wěn)定的短暫過渡狀態(tài)和穩(wěn)定生長(zhǎng)期，穩(wěn)定生長(zhǎng)期的腫脹量隨劑量的增加單調(diào)上升.用化學(xué)反應(yīng)速率理論可以解釋孔洞腫脹的基本物理過程和定量說明所觀察到的微觀結(jié)構(gòu)變化［8，9］:輻照引起相等數(shù)量的空位和自間隙原子，它們或通過彼此復(fù)合而湮滅，或因被吸收到位錯(cuò)等沉積位點(diǎn)而減少，由于間隙原子和空位有不同的應(yīng)變場(chǎng)，位錯(cuò)成為優(yōu)先吸收間隙原子的陷阱，未復(fù)合消失的自間隙原子迅速聚集到位錯(cuò)環(huán)中，使其擴(kuò)大和粗化形成位錯(cuò)網(wǎng)絡(luò);與此同時(shí)有凈空位流進(jìn)入早期微孔(由空位團(tuán)和嬗變生成的He、H等氣體原子形成)，當(dāng)微孔含有的氣體原子達(dá)到臨界數(shù)量(或臨界半徑)時(shí)，孔洞開始穩(wěn)態(tài)膨脹.孔洞腫脹的另一個(gè)解釋認(rèn)為反沖原子級(jí)聯(lián)對(duì)于孔洞的萌生起主要作用:級(jí)聯(lián)中空位和間隙原子的局域性分布導(dǎo)致它們濃度的不均衡，集中在級(jí)聯(lián)邊緣的自間隙原子由于滑移而部分消失，或被位錯(cuò)吸收，而在級(jí)聯(lián)芯部形成的空位環(huán)提供了孔洞生長(zhǎng)所需的內(nèi)部空位源［10］.抗腫脹性能是遴選抗輻照材料的重要指標(biāo).張崇宏等［11］用重離子加速器(HIRFL)提供的惰性氣體離子束(20Ne，122MeV)在0.4～0.5 Tm溫區(qū)研究了低活9Cr鐵素體/馬氏體鋼(T92B)的空洞腫脹，結(jié)果表明材料中的腫脹的發(fā)生劑量在1～5 dpa之間;移位損傷和惰性氣體原子沉積濃度超過閾值時(shí)形成高濃度的孔洞，腫脹率顯著依賴于輻照溫度和劑量，并基于氦泡形核生長(zhǎng)和空洞腫脹的經(jīng)典模型探討了不同輻照條件(He離子、Ne離子、Fe/He離子雙束、快中子、Ni離子)下9Cr鐵素體/馬氏體鋼中空洞腫脹數(shù)據(jù)的差異，指出不同輻照條件空洞腫脹發(fā)生的劑量閾值和腫脹速率顯著依賴于氣體原子濃度與移位損傷程度的比值.

4.2 組分偏析

溶質(zhì)原子和點(diǎn)缺陷之間的交互作用產(chǎn)生的點(diǎn)缺陷流動(dòng)，造成溶質(zhì)原子的遷移，增強(qiáng)了輻照引起的非平衡偏析過程.與熱偏析完全不同，這一非平衡偏析是在高輻照條件下，由大量空位和自間隙原子的自由移動(dòng)形成的，偏析濃度可比熱平衡值高出幾個(gè)數(shù)量級(jí).在許多合金系中，高溫下的中子輻照引起的偏析對(duì)微觀結(jié)構(gòu)的演化起決定作用，是在快中子條件下占主導(dǎo)地位的輻照損傷現(xiàn)象，壓水堆和沸水堆芯部材料的腐蝕及其他輻照損傷也與輻照偏析有關(guān)［13，14］.

圖1 奧氏體鋼、鐵素體鋼(含ODS鋼)的抗腫脹性能對(duì)比［12］.Fig.1 Comparison of irradiation－induced swelling in austenitic steels and ferritic steels［12］

溶質(zhì)原子的流動(dòng)方向，即趨于或離開典型的晶體缺陷(界面、晶界、孔洞等)，取決于溶質(zhì)—點(diǎn)缺陷結(jié)合能的量級(jí).一般說來，小尺寸的溶質(zhì)原子(如α－Fe中的Si和P)強(qiáng)烈地被束縛在自間隙原子附近，在缺陷(如晶界)處明顯地富集［15］.與此相反，較大的溶質(zhì)(如α－Fe中的Cr，Mo)由于受空位的牽制很弱，使得溶質(zhì)在缺陷處貧化和相應(yīng)在基體中富集，溶質(zhì)原子優(yōu)先與向缺陷移動(dòng)的空位互換，從而產(chǎn)生相反方向的溶質(zhì)流動(dòng)，使得溶質(zhì)在缺陷處貧化和相應(yīng)地在基體中富集［16］.但并非所有材料的輻照偏析都遵從這一簡(jiǎn)單的規(guī)律.例如，已經(jīng)在10% ～12%Cr鋼中觀察到Cr局部在界面富集，但在相鄰的基體中貧化［17］，這可以用熱偏析和輻照偏析的疊加和競(jìng)爭(zhēng)來解釋;也有人認(rèn)為大尺寸溶質(zhì)的反向流動(dòng)可能是由于共偏析效應(yīng)［10］.同樣，輻照引起的Ni偏析初始時(shí)一般富集在缺陷處，這有些反常，因?yàn)樵赽cc Fe中Ni的尺寸只是稍大，而據(jù)相關(guān)數(shù)據(jù)Ni有較高的自間隙束縛能(～1.0 eV)，這說明在低合金的情況下單獨(dú)考慮受束縛的缺陷與溶質(zhì)原子作用的影響是合理的;而在高濃度的固溶體中，需要用其他機(jī)制如反常Kirkendall效應(yīng)來預(yù)測(cè)元素偏析的趨勢(shì)［18］.輻照偏析的另一特征是輻照溫度對(duì)偏析的影響，偏析峰值出現(xiàn)在中溫而不是高溫，顯然是因?yàn)榈蜏貢r(shí)的點(diǎn)缺陷可移動(dòng)性低，阻止了偏析過程，而高溫時(shí)過飽和空位濃度減小趨于平衡值，也減少了偏析.

4.3 相的不穩(wěn)定性

在許多合金系中，快堆條件下的高溫輻照對(duì)沉淀相的演化過程有顯著影響:a.加快或延緩合金在輻照前的熱處理過程中形成的沉淀相的溶解和/或成分變化;b.形成新的非平衡沉淀相，這些相在所研究的合金未受輻照時(shí)，即使用相同的溫度和時(shí)間進(jìn)行熱處理也不會(huì)出現(xiàn);c.局部相變，如奧氏體鋼中發(fā)生γ→α相變生成局部的鐵素體，在鐵素體－馬氏體鋼中發(fā)生α→γ相變生成局部的奧氏體［19］.相的不穩(wěn)定性源自于輻照產(chǎn)生的合金元素的重新分布，包括移位缺陷級(jí)聯(lián)的混合、輻照增強(qiáng)的空位和間隙原子流，輻照引起的溶質(zhì)偏析等.例如，如果輻照形成的偏析發(fā)生在晶界、馬氏體板條狀邊界或已有的沉淀相/基體界面等缺陷處，當(dāng)其局部濃度超過溶解度極限時(shí)就會(huì)形成新的沉淀相，局部的鐵素體或奧氏體轉(zhuǎn)變就是由輻照偏析引起的Cr和Ni的富集或貧化的結(jié)果.通過多年的研究，已經(jīng)有輻照引起二元合金相圖定量改變的資料［20］和奧氏體鋼、Ni基合金、鐵素體－馬氏體鋼在快中子堆中沉淀相演化的大量數(shù)據(jù)［21～22］.在316奧氏體鋼和其他300系列變型鋼中，普遍觀察到典型的由輻照引起的沉淀相，包括富Ni和富Si沉淀相如γ’－(Ni3Si)和G－相，而在10－12Cr馬氏體鋼中觀察到富Si和Ni的菱形立方η相(M6X)、bcc金屬間化合物χ相、α’相(bcc 富 Cr鐵素體相)，以及 (Cr，F(xiàn)e)3P、(Cr，F(xiàn)e)P 兩種磷化物相［23］.

輻照損傷，包括新沉淀相的形成、基體中溶質(zhì)的貧化和其他輻照缺陷(位錯(cuò)環(huán)，孔洞和位錯(cuò)網(wǎng)絡(luò))的形成以及各種微觀結(jié)構(gòu)演化和相的不穩(wěn)定性.它們相互影響［24］，并且引起合金性能的明顯改變［25～27］，包括:(a)低溫硬化，由位錯(cuò)環(huán)、沉淀相和空位的出現(xiàn)引起;(b)高溫時(shí)的軟化和回復(fù)加劇;(c)由脆性硬化相的形成和長(zhǎng)大以及不斷弱化的晶界導(dǎo)致的斷裂韌性下降，如在鐵素體鋼中韌－脆轉(zhuǎn)變溫度(DBTT)的升高［28］;(d)由屈服應(yīng)力增加、應(yīng)變硬化減小和內(nèi)部微觀變形局域化引起的均勻應(yīng)變延展性的喪失;(e)He的積累導(dǎo)致的空洞腫脹;(f)低溫輻照蠕變;(g)He引起的高溫蠕變性能的下降;(h)由硬化和溶質(zhì)偏析引起的與使用條件有關(guān)的亞臨界裂紋擴(kuò)展的增強(qiáng)高He量在高輻照溫度(＞0.4 Tm)導(dǎo)致空洞在晶界更快更多形成，大大縮短了蠕變斷裂時(shí)間和減少斷裂發(fā)生前的應(yīng)變量［29］.越來越多的證據(jù)表明，在較低的輻照溫度和晶界的高He濃度導(dǎo)致斷裂韌性的嚴(yán)重降低(脆化)和快速穿晶斷裂［30］.

5 輻照損傷的觀察與表征

反應(yīng)堆中結(jié)構(gòu)材料的中子輻照損傷可以在輻照屏蔽下把使用后的部件加工成樣品，或把標(biāo)準(zhǔn)試片放置在輻照裝置或材料試驗(yàn)堆的芯部進(jìn)行輻照，然后對(duì)輻照損傷進(jìn)行觀察檢測(cè)和評(píng)價(jià).快中子能夠穿過大多數(shù)材料運(yùn)行很大的距離(幾十cm)，在反應(yīng)堆芯部的所有部件和樣品中引起輻照損傷，隨著從內(nèi)到外中子通量的減少，中子能量和輻照損傷隨厚度減弱.

用反應(yīng)堆或?qū)ｉT試驗(yàn)裝置(例如散裂中子源)進(jìn)行中子輻照來檢測(cè)材料的輻照損傷當(dāng)然是最直接的檢測(cè)手段.但輻照損傷是一個(gè)漸進(jìn)的過程，為了達(dá)到必要的輻照效果，需要很長(zhǎng)的時(shí)間和昂貴的費(fèi)用以及在樣品檢測(cè)過程中作有效的輻照防護(hù).為了在短時(shí)間內(nèi)得到結(jié)果，可以使用加速器或回旋加速器的高能離子束進(jìn)行模擬輻照［31］，入射粒子的行為基本上如同初級(jí)反沖原子，現(xiàn)在已經(jīng)用30～40 MeV的Cr，Ni或Fe離子來作重離子輻照實(shí)驗(yàn)，它們只穿透表層幾個(gè)μm，損傷僅存在于表面薄層，采用適當(dāng)?shù)臉悠分苽浼夹g(shù)就可以用TEM、SEM、HRTEM(高分辨電鏡)、3DAP(三維原子探針)和SANS(小角中子散射)等微觀檢測(cè)設(shè)備對(duì)輻照損傷進(jìn)行表征.例如準(zhǔn)確確定溶質(zhì)在界面的濃度分布，分析輻照引起的缺陷的演化過程、新相的形成、輻照偏析等［21～22，32～33］.中等能量的輕離子能夠穿透得更深，可達(dá)輻照損傷的主要區(qū)域.例如3 MeV的質(zhì)子在鋼中有近40 μm的滲透深度，用于輻照非常薄的力學(xué)性能試片以研究輻照損傷對(duì)力學(xué)性能的影響.

用離子輻照模擬中子輻照的優(yōu)點(diǎn)是可以使用很高的離子通量，幾個(gè)小時(shí)所生成的移位損傷大致相當(dāng)于反應(yīng)堆運(yùn)行幾年的損傷效果，因此可以快速了解許多候選合金的輻照損傷，熱處理對(duì)修復(fù)輻照損傷的作用，輻照劑量、通量和溫度的影響等.不過這些參數(shù)在輻照損傷演化過程中可能相互影響，必需建立反應(yīng)堆輻照的標(biāo)準(zhǔn)樣品與模擬輻照結(jié)果的對(duì)應(yīng)關(guān)系，以保證模擬輻照結(jié)果分析的可靠性.

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Irradiation damage of structural materials for fast reactor application

LU Zheng，LIU Chun-ming

(Key Laboratory for Anisotropy and Texture of Materials，Ministry of Education，Northeastern University，Shenyang 110819，China)

Structural materials(such as fuel cladding)for fast reactor application will service in high fluence neutron irradiation，high temperature and high helium environment.This leads to the changes of microstructure and the degradation of mechanical properties.High－performance radiation－resistant materials are one of the prerequisites for the successful development of fast reactors.Neutron irradiation damage of metallic structural materials in fast reactors is reviewed in this paper.

fast neutron reactor;structural materials;irradiation damage;microstructure

TL 341

A

1671-6620(2011)03-0203-06

2011-06-13.

國(guó)家自然科學(xué)基金 (50971033，91026013);國(guó)家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展計(jì)劃(2011CB610405);教育部新世紀(jì)優(yōu)秀人才支持計(jì)劃 (NCET－10－0302);中央高?；究蒲袠I(yè)務(wù)費(fèi) (N100402001);沈陽(yáng)市科學(xué)技術(shù)計(jì)劃項(xiàng)目 (F10－205－1－52)資助項(xiàng)目.

呂錚 (1970—)，男，河南安陽(yáng)人，東北大學(xué)教授，E－mail:luz@smm.neu.edu.cn;劉春明 (1961—)，男，陜西渭南人，東北大學(xué)教授，博士生導(dǎo)師.