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核压力容器的辐照损伤 发布时间:2020-08-31   浏览量:1409次

压力容器是核电厂运行中的关键设备之一,是防止放射性泄漏的重要屏障之一。对压力容器的钢来说,如下几种与老化相关的机械性能的退化机制导致了在长期运行过程中的安全隐患:辐照脆化、热时效、高温脆化、疲劳、辐照促进腐蚀等。


A)辐照脆化


其中最为重要的退化机制是辐照脆化。许多研究表明压力容器钢在反应堆中子辐照环境中,韧-脆转变温度(DBTT)随着辐照而升高,使得材料容易发生脆性断裂,影响整个核电厂的安全运行。并且,由于堆型的不同,对压力容器钢的性能要求也不同。


B)辐照脆化机制


最重要的脆化机制是由辐照引起的纳米级的结构位错引起的。其过程主要包括(a)在级联过程中点阵缺陷的形成;(b)缺陷的迁移及其导致的溶质原子的扩散加速形成团簇等缺陷团聚;(c)这些纳米级缺陷引起的位错钉扎;(d)穿晶裂纹;(e)应力集中;硬化引起的韧-脆转变温度(DBTT)升高。

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在反应堆环境中,中子与点阵原子的相互作用不但产生间隙-空位对(一对Frenkel缺陷),若初级离位原子的能量足够大,将继续在点阵中与其他原子发生碰撞并使其离开点阵位置,称后者为二级碰撞原子。当二级碰撞原子能量足够大时发生三级碰撞。以此类推,形成一个“级联碰撞”过程。在这个过程中形成的大部分间隙原子及空位都会迅速复合,而有一小部分会结合形成缺陷。


在压力容器环境下,这些缺陷还可以扩散较长距离。在扩散过程当中,这些间隙、空位及其他杂质原子重新结合或被陷阱俘获,称为“点阵损伤”。


同时,空位及间隙的增多也会大大提高溶质原子的迁移率,使得Cu原子的析出率大大提高。原因是Fe-Cu二元系为互不溶体系,在300℃左右Cu的溶解度小于0.01%,该值远小于钢中Cu含量。Cu原子可以迁移到空位,通过与空位交换位置进行迁移,当两个Cu原子相遇时会结合在一起,这些与基体共格的Cu沉淀增大到一定大小时,会脱离基体,形成非共格沉淀。许多研究表明,在BCC铁基体中,Cu的结构变化是BCC→9R→FCC。在钢中形成许多纳米级的富Cu沉淀相。与此同时,Ni、Mn、Si、P等溶质及杂质也会富集在Cu周围形成沉淀。最近的研究也表明,在几乎不含Cu的钢中,也存在由Mn、Ni等杂质富集形成的团簇。富Cu沉淀是辐照脆化产生的最重要的因素。


辐照增强扩散除了促进富Cu沉淀形成之外,还可能导致其他溶质,如Ni、Mn、Si等的原子形成团簇。原因是这些原子在团簇中的能量比在基体中更低。其中,Ni对辐照脆化有着非常重要的影响,但机理迄今为止仍不明确。其中一个机制是,Ni在低Cu或者不含Cu的钢中会形成镍锰沉淀,另外一种机制是Ni在富Cu沉淀外围富集降低其表面能,从而使得沉淀更稳定。许多研究也表明,Mn对辐照脆化的影响很大。在同样Ni含量的合金中,含Mn的钢材料在辐照后的脆化现象严重得多。


纳米级的缺陷成为阻碍位错移动的因素,致使钢的塑性变形应力提高。而最重要的辐照脆化机制就是屈服强度的提高(△σy)。在含Cu钢中主要的纳米结构是富Cu-Mn-Ni团簇及某些富Mn、Ni团簇;在无Cu钢中主要的纳米结构为点缺陷、位错环及其他小尺寸沉淀等。由某种结构的纳米结构引起的屈服强度的提高可由下表示。由其可见,某种结构j对屈服强度的提高取决于其半径rj、数量密度Nj、体积分数fj及强化因子αj。

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式中,TF是泰勒因子,约等于3;u为Fe的剪切模量,约等于80GPa;b是柏氏矢量,约等于0.248nm。强化因子αj因不同种类的纳米结构而异。


当屈服强度σy足够大时,裂纹尖端的应力集中达到某个极限σ*时发生断裂。由于σy随着温度的增加而减少,塑-脆转变在满足下式时发生。

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式中,M是常数。沉淀及富集引起的脆化中,σy增大,使得满足下式时发生转变,即塑-脆转变温度升高。

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在某些钢中,P在晶界的富集可能导致晶界的弱化,使得容易在晶界产生初级裂纹。这并不导致材料硬度的增加,因此被称为非硬化脆化。这样的脆化会引起晶界裂纹而不是穿晶裂纹。P的富集是减小σ *,致使塑-脆转变温度升高但并不会引起强度变化。P在晶界的富集在很多研究中发现,但是由其导致晶界裂纹的证据尚不很充足。


C) 高强度低合金钢大型锻件中的氢脆现象


钢中的氢是一种有害但又难以完全避免的杂质元素,它对钢的危害主要是引起锻件塑性、韧性的降低,严重时会导致锻件中出现白点(氢致发裂),造成整个锻件的报废,这种现象被称为氢脆,一般认为氢对高强度低合金钢的影响最为显著。


钢中的氢脆属于应变时效型脆化,也称为滞后破坏,表现为在应力作用一段时间后钢发生毫无征兆的脆断,断口较平滑,大多数情况下为沿晶断裂。在腐蚀及辐照的联合作用下,氢脆更容易发生。需要通过原料的精选、真空冶炼、合适的加工热处理加以防范。


结语:目前对于反应堆压力容器钢的辐照特性已经有相当成熟的理论模型和实测数据。压力容器钢辐照后的DBTT也是决定核电厂是否可以延寿的主要指标之一。这是因为大多数的核电厂,除了反应堆的压力容器外,其他部件都是可以更换的,就好比一辆汽车,除了发动机以外,都是可以通过换新保养维持在一个很好的状态的。而如果发动机不行了,那一般就直接报废了。


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