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看看輻照鋼的內(nèi)部

2023-05-12 13:52     來源:創(chuàng)新新聞網(wǎng)     輻照改性核技術(shù)

© shutterstock/SARIN KUNTHONG

伊利諾伊大學(xué)厄巴納-香檳分校的 James F Stubbins 教授詳細(xì)介紹了技術(shù)如何讓我們“深入了解”輻照鋼材以確定核結(jié)構(gòu)的耐久性。

材料科學(xué)的基本原則之一是材料的內(nèi)部微觀結(jié)構(gòu)控制著材料的性能。正因?yàn)槿绱耍藗円恢睂ρ芯亢头诸惒牧系膬?nèi)部結(jié)構(gòu)有著濃厚的興趣,以此作為理解和預(yù)測其性能的一種手段。大多數(shù)這項(xiàng)工作都得到了持續(xù)和快速發(fā)展的微觀結(jié)構(gòu)分析技術(shù)的幫助,以探測材料結(jié)構(gòu)的越來越小的區(qū)域,直至原子水平。

原子級信息對于理解材料的內(nèi)部變化至關(guān)重要。然而,主要的挑戰(zhàn)是將這種理解與現(xiàn)實(shí)規(guī)模的材料結(jié)構(gòu)的性能聯(lián)系起來。我們一直對在原子層面上構(gòu)建信息以了解實(shí)際結(jié)構(gòu)在現(xiàn)實(shí)應(yīng)用條件下的行為很感興趣——我們能否從原子層面的材料表征中了解結(jié)構(gòu)的耐久性?

核應(yīng)用中的輻照鋼

輻照鋼結(jié)構(gòu)長期以來一直用于建造核系統(tǒng),并且是下一代先進(jìn)核反應(yīng)堆系統(tǒng)應(yīng)用的重中之重。對于先進(jìn)的核系統(tǒng),成分為 Fe-9 至 12Cr 的鋼引起了最大的興趣和最大程度的實(shí)驗(yàn)和建模活動。這些類型的輻照鋼已用于先進(jìn)的核系統(tǒng),并且對未來系統(tǒng)具有很高的興趣,因?yàn)樗鼈兛梢缘挚馆椪赵斐傻膬?nèi)部損壞。暴露在核反應(yīng)堆內(nèi)的強(qiáng)輻射場中會極大地改變材料的機(jī)械性能,并會改變材料的物理尺寸。尋找能夠抵抗這些變化的材料對于反應(yīng)堆的生命周期和安全至關(guān)重要。

在這里,我們描述了 Fe-9 至 12 Cr 模型和商業(yè)鋼合金的實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn),以展示當(dāng)輻照鋼在高溫下在運(yùn)行的核反應(yīng)堆內(nèi)受到強(qiáng)烈輻照場時內(nèi)部會發(fā)生什么。我們的材料在愛達(dá)荷國家實(shí)驗(yàn)室 (INL) 的高級測試反應(yīng)堆 (ATR) 中進(jìn)行了輻照。它們經(jīng)受高達(dá)每個原子 10 個位移 (dpa) 的中子輻照。輻射損傷的品質(zhì)因數(shù) dpa 表示材料中的每個原子被從其正常位置撞到材料中另一個位置的平均次數(shù)。10 dpa 表示材料中的每個原子在輻照暴露期間從其起始位置被撞擊或位移到另一個位置十次。所以,平均而言,材料中的所有原子都不在它們開始時的相同位置。它們中的許多會回到材料晶格中的正常位置,但有些會四處移??動并與其他“移位”的原子結(jié)合形成與起始結(jié)構(gòu)不同的“缺陷”或簇。

研究輻照損傷

可以觀察輻照鋼中缺陷簇的演變。使用直接進(jìn)入透射電子顯微鏡的高能離子束來刺激核反應(yīng)堆中發(fā)現(xiàn)的損壞。該技術(shù)清晰地描述了小缺陷簇隨著輻照損傷形成和生長的方式。如圖 1 所示,在輻照下形成的小“黑”點(diǎn)是原子的小團(tuán)簇,它們被“置換”并移動在一起形成小團(tuán)簇。這些簇作為增強(qiáng)劑使材料更堅(jiān)固,但它們也往往使材料更脆。

圖 1:透射電子顯微鏡圖像顯示 T91 薄箔在 400°C 下以不同劑量 (dpa) 輻照的 1 MeV 氪離子中位錯環(huán)的形成和發(fā)展(參考文獻(xiàn) 1)

圖 1 中所示的輻照損傷結(jié)構(gòu)表明在輻照一小塊薄材料時會發(fā)生什么。對于真實(shí)的反應(yīng)堆條件,查看在運(yùn)行中的反應(yīng)堆中被輻照過的材料是有益的。我們一直在研究這些類型的材料,例如在 INL 的 ATR 內(nèi)部接受過輻照的輻照鋼。ATR 是一種設(shè)施,可在其中對大量實(shí)驗(yàn)材料進(jìn)行輻照,使其達(dá)到當(dāng)前和先進(jìn)核能系統(tǒng)感興趣的破壞水平。

圖 2:愛達(dá)荷國家實(shí)驗(yàn)室的 ATR 顯示反應(yīng)堆堆芯區(qū)域和反應(yīng)堆內(nèi) Fe-9 至 12Cr 鋼的放置以延長輻照暴露

在圖 3 中,我們展示了圖 1 中相同的商用鋼 T91 (Fe-9Cr-1Mo) 在兩個溫度下以三個劑量水平在 ATR 中輻照暴露后的情況。頂行的缺陷結(jié)構(gòu)與圖 1 中的相似。在較高溫度下,缺陷結(jié)構(gòu)發(fā)展得更快,表明輻照溫度也是決定材料性能的重要因素。

圖 3:T91 薄箔在高級測試反應(yīng)堆中輻照后的透射電子顯微鏡圖像(參考文獻(xiàn) 2,3)

我們還研究了成分更簡單的模型合金。例如,圖 4 顯示了 Fe-10Cr 模型輻照鋼。一些輻射缺陷與 T91 合金相似,但也有一些較大的缺陷結(jié)構(gòu),這是由于該模型輻照鋼的成分較簡單而產(chǎn)生的。這些較大的“環(huán)”結(jié)構(gòu)的部分原因是 T91 鋼中的附加合金元素往往會在低 dpa 劑量下延緩大“環(huán)”結(jié)構(gòu)的生長。

圖 4:模型 Fe-10Cr 合金在高級測試反應(yīng)堆 (ATR) 中以 450°C 輻照至 1 dpa 的透射電子顯微鏡圖像(參考文獻(xiàn) 4,7)

與更簡單的 Fe-9 或 10Cr 鋼相比,T91 鋼中額外合金元素的影響可以通過觀察其他合金元素在輻照期間的行為和移動方式來了解。在許多情況下,次要合金元素會形成自己的簇類型,這會對輻照鋼的性能產(chǎn)生有害影響。查看輻照鋼中各種元素聚集的最佳方法是使用原子探針斷層掃描 (APT),其中“針”尖端的原子逐層剝離,并通過它們的原子類型來表征是。圖 5 顯示了 HT9(一種 Fe-12Cr 商用合金)的示例,其中 Mn、Ni、Si 和 P 在輻照過程中發(fā)生偏析,形成特定類型的缺陷簇。隨著輻照劑量的增加,可以看到 Mn-Ni-Si 和一些 P 的小缺陷簇發(fā)展。這些團(tuán)簇生長成一個新相,即 G 相,其成分為 Ni16 Mn 6 Si 7 也會對鋼的性能產(chǎn)生有害影響。

圖 5:HT9 的原子探針斷層掃描圖像在 ATR 中以約 350°C 的不同劑量照射。從左到右的圖像來自同一個“針”尖,其中每種不同原子類型的存在都通過它們的局部濃度被挑選出來。Mn、Ni 和 Si 與一些 P 的聚類可以看作是每個“針”圖像中的亮點(diǎn)(參考文獻(xiàn) 2,3)

這些來自透射電子顯微鏡和原子探針斷層掃描的微觀結(jié)構(gòu)特征非常有助于理解鋼的“內(nèi)部”在輻照損傷期間如何隨輻照劑量和溫度而變化。我們也有興趣了解材料微觀結(jié)構(gòu)的這些內(nèi)部變化如何影響材料的機(jī)械性能。必須在比微觀結(jié)構(gòu)測量更大的范圍內(nèi)測量真實(shí)的機(jī)械性能。為了檢查這些影響,我們一直在使用高能 X 射線來觀察材料內(nèi)部,因?yàn)樗艿綉?yīng)力或機(jī)械載荷。這項(xiàng)研究是在阿貢國家實(shí)驗(yàn)室的高級光子源 (APS) 進(jìn)行的。使用具有高能 X 射線的同步加速器源,我們能夠“觀察”受輻照的鋼材在施加應(yīng)力時發(fā)生變形。結(jié)合使用近場和遠(yuǎn)場衍射信息,可以重建材料的內(nèi)部結(jié)構(gòu)和每個內(nèi)部“晶粒”的晶體學(xué)信息。在上圖中,我們通常一次只查看晶粒的一部分或特定的晶體部分。對于 APS 工作,我們能夠觀察許多晶粒或單個晶體,以了解它們在變形時的協(xié)同行為。這為它們在實(shí)際應(yīng)用程序中的行為提供了更真實(shí)的畫面。' 在上面的圖像中,我們通常一次只看一個顆粒或特定晶體部分的一部分。對于 APS 工作,我們能夠觀察許多晶粒或單個晶體,以了解它們在變形時的協(xié)同行為。這為它們在實(shí)際應(yīng)用程序中的行為提供了更真實(shí)的畫面。' 在上面的圖像中,我們通常一次只看一個顆粒或特定晶體部分的一部分。對于 APS 工作,我們能夠觀察許多晶粒或單個晶體,以了解它們在變形時的協(xié)同行為。這為它們在實(shí)際應(yīng)用程序中的行為提供了更真實(shí)的畫面。

圖 6:沒有任何輻照暴露的 Fe-9Cr 拉伸試樣截面內(nèi)部的晶粒或晶體結(jié)構(gòu)視圖。上圖是變形前的圖像,下圖是 4% 應(yīng)變后的同一截面。顏色表示不同的谷物。可以看到變形前后晶粒形狀的變化(參考文獻(xiàn) 8-10)

Fe-10Cr 合金的輻照損傷結(jié)構(gòu)如圖 4 所示。我們觀察了同一模型合金 Fe-10Cr 在拉伸載荷期間的變形行為。在圖 6 中,顯示了未輻照的 Fe-9Cr 系統(tǒng)中各種晶粒的結(jié)構(gòu)和取向。通過比較晶粒形狀,可以看出由于加載超過屈服點(diǎn)的材料導(dǎo)致的晶粒形狀變化量,因此存在一些殘余永久塑性變形。重要的一點(diǎn)是所有晶粒都需要一起變形以適應(yīng)相鄰晶粒的變形。這提供了大部分材料在變形過程中的行為的全貌。

由于能夠識別各種晶粒、它們的方向和它們的相鄰晶粒,因此可以挑選出單個晶粒以確定其內(nèi)部變形的程度。圖 7 比較了單個晶粒由于變形而引起的內(nèi)部應(yīng)變變化以及周圍晶粒對其加載響應(yīng)的影響。

圖 7:圖像顯示了 Fe-9Cr 單個晶粒(用綠色箭頭表示)在機(jī)械加載前后的內(nèi)部變形變化。該樣本在高級測試反應(yīng)堆(參考文獻(xiàn) 8-10)中以 450°C 的溫度被輻照至 0.1 dpa

這些結(jié)果使我們能夠確定輻照與未輻照 Fr-9-12Cr 鋼的控制變形機(jī)制。由于我們可以查看變形的輻照鋼內(nèi)部并分離出單個晶粒及其對載荷和周圍環(huán)境的反應(yīng),因此我們可以確定它們在運(yùn)行中的核反應(yīng)堆內(nèi)的載荷條件下的行為。

上述 Fe-Cr 合金不含大量碳。碳是該合金系統(tǒng)中提供強(qiáng)度的主要添加劑成分。強(qiáng)化來自內(nèi)部碳化物的形成,因?yàn)樘寂c Cr 或 Fe 結(jié)合形成 (Cr,Fe) 23 C 6 (通常為 M 23 C 6 其中 M 代表金屬,可以是 Cr 或 Fe 或兩者)或其他可能的碳化物。在加載過程中,強(qiáng)度極高且不易變形的碳化物提供強(qiáng)化作用。對于 Fe-9Cr-C 模型合金,我們研究了碳化物在加載過程中的行為,以承擔(dān)其“份額”的負(fù)載。這項(xiàng)研究還采用了阿貢國家實(shí)驗(yàn)室的先進(jìn)光子系統(tǒng)來確定鋼中的碳化物如何在鋼受到壓力時“分擔(dān)”載荷。這種負(fù)荷分配是碳化物強(qiáng)化輻照鋼的主要方式之一。

圖 8:圖像顯示了 Fe-9Cr 單個晶粒(用綠色箭頭表示)在機(jī)械加載前后的變形內(nèi)部變化。該樣品在高級測試反應(yīng)堆中在 35°C 下被輻照至 0.1 dpa。晶粒內(nèi)部局部顏色從上到下的變化表示每個晶粒內(nèi)的內(nèi)部變形量(參考文獻(xiàn) 8-10)

實(shí)驗(yàn)結(jié)果向我們表明,M 23 C 6 碳化物具有取決于其晶體取向的彈性強(qiáng)度特性。通過檢查它們從單晶到多晶的負(fù)載特性以及不同的 M 23 C 6 含量,我們發(fā)現(xiàn),盡管強(qiáng)度方向性很強(qiáng)(單晶),但 M 23 C 6 對鋼強(qiáng)化的貢獻(xiàn)在多晶結(jié)構(gòu),其取向是隨機(jī)取向的。然而,當(dāng)內(nèi)部碳化物含量非常高時,它們對強(qiáng)度方向差異的強(qiáng)烈影響又回來了。對于現(xiàn)實(shí)系統(tǒng),M 23 C 6的 4% 在 Fe-9Cr-0.1C 矩陣中是典型的。

圖 9:Fe-9Cr-0.1C 鋼的透射電子顯微鏡圖像,顯示合金晶粒結(jié)構(gòu),較大的特征,以及碳化物結(jié)構(gòu),較小的內(nèi)部特征通常位于晶粒之間(參考文獻(xiàn) 11)

圖 10:圖中顯示了 M23C6 碳化物的定向載荷剛度或強(qiáng)化行為取決于它們在 Fe-Cr-0.1C 模型鋼中的數(shù)量或濃度。左上圖顯示了單個碳化物顆粒的方向剛度。該圖顯示,當(dāng)有許多碳化物時,由于它們在材料中的隨機(jī)取向,它們的行為更加均勻(參考文獻(xiàn) 11)

自核時代開始以來,材料對暴露于高強(qiáng)度輻射的反應(yīng)一直是人們關(guān)注的主要話題。在大部分時間里,分析材料微觀結(jié)構(gòu)變化的技術(shù)已成功應(yīng)用于成像輻射引起的缺陷。輻照后檢查 (PIE) 已用于測試材料。過去 50 年透射電子顯微鏡的發(fā)展提供了新的見解,原子探針層析成像提供了原子級的分辨率。透射電子顯微鏡通常檢查體積在 10 -19到 10 -20 m 3數(shù)量級的受輻照材料,而原子探針斷層掃描檢查體積更小的材料,大約為 10 -21 m3 . 這些代表非常小的材料體積,可能無法全面反映輻照對材料性能的影響。我們在最近的研究中已經(jīng)證明,使用同步加速器源可以探測大約 10 -9 m 3或更大數(shù)量級的材料體積。這使得有可能在重要的實(shí)際應(yīng)用規(guī)模上檢查和表征核反應(yīng)堆輻照材料“內(nèi)部”的輻照損傷的影響。這種方法為了解材料性能提供了一個新窗口,對核材料開發(fā)和應(yīng)用具有現(xiàn)實(shí)意義。這項(xiàng)技術(shù)確實(shí)讓我們能夠“深入了解”輻照鋼材。

圖 11:Fe-9Cr 輻照和未輻照鋼的拉伸應(yīng)力-應(yīng)變曲線顯示輻照條件下的強(qiáng)度更高。拉伸試樣幾何形狀的放大圖顯示了用于分析的體積,下圖顯示了暴露內(nèi)部晶粒的部分樣品的切口。顯示了用于執(zhí)行 APS 原位拉伸試驗(yàn)的實(shí)驗(yàn)裝置,在直立負(fù)載柱的中間可以看到一個拉伸試樣。



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