高能质子辐照条件下弥散强化铁素体钢疲劳断裂的机理研究

Oxide Dispersion strength (ODS) ferrite steels based on powder metallurgy technology contain nanoparticles with high concentration and uniform distribution. Compared with traditional austenitic steels, ODS ferrite steels possess merits of good creep properties at high temperature, high resistance to irradiation swelling and low activation properties, which is considered as one of the ideal candidate materials for advanced nuclear reactors. The structure materials in nuclear reactor are subjected to the fluctuation of reactor power and the cyclic load caused by the flow of cooling medium. The fatigue fracture of ODS steel under severe irradiation conditions still needs to be solved. In this project, we plan to study low-cycle fatigue tests of ODS steel after irradiation, then observe the changes of micro-defects and fracture structure, by fully make use of a superconducting linear accelerator in IMP to produce displacement damage in ODS steel samples with macro thickness. The effects of different strain amplitudes, irradiation doses and annealing temperatures on fatigue life and fracture strain are investigated in order to clarify the relationship between the morphological structure of micro-defects and the fatigue properties of materials under high energy proton irradiation, reveal the micro-nano-scale structural characteristics of crack initiation and propagation paths in fatigue tests, and study the influence mechanism of geometric parameters (number density, average size, interface configuration, etc.) of dispersed phase on fatigue behavior in ODS steels under irradiation.

基于粉末冶金技术生产的高强度氧化物弥散强化（ODS）铁素体钢含有浓度较高且分布均匀的纳米颗粒，较之传统奥氏体钢具有较好的高温蠕变性能、抗辐照肿胀和低活化性能等优点，因而被认为是先进核能系统理想的候选材料之一。在核反应堆中，材料局部要承受堆功率波动和冷却介质流动产生的循环载荷，由此造成的强辐照环境下ODS钢的疲劳断裂问题尚待研究。本项目拟利用中科院近代物理研究所超导直线加速器提供的高能质子束，在宏观厚度的ODS钢样品中产生位移损伤，开展辐照后样品的低周疲劳试验，并观测微观缺陷和断口微观组织结构变化。通过探讨不同应变振幅、辐照剂量和退火温度对疲劳寿命和断裂应变的影响，旨在澄清高能质子辐照条件下产生的微观缺陷形态结构与材料疲劳特性之间的关联，揭示疲劳试验中裂纹产生部位和扩展路径的微纳尺度结构特征，研究辐照条件下ODS钢弥散相的几何结构参数（数密度、平均尺寸、界面配置等）对疲劳行为的作用机理。

氧化物弥散强化（ODS）铁素体钢由于其优异的高温蠕变断裂强度、抗辐照肿胀和低活化性能等优点，被认为是超临界压水堆（SCPWR）、钠冷快堆（SFR）和铅铋冷却快堆（LFR）等核聚变反应堆最有前途的候选材料之一。由于核反应堆中材料局部要承受堆功率波动和冷却介质流动产生的复杂载荷，因此研究强辐照环境下ODS钢的力学性能退化，特别是疲劳断裂问题至关重要。本项目利用兰州重离子加速器HIRFL提供的高能离子束在ODS钢样品中产生准均匀分布的宏观位移损伤，针对离子辐照损伤机理问题，开展辐照后样品力学性能特征和微观结构差异的研究。利用梯度退火的方法探讨了缺陷结构对材料硬化特征的影响，发现自间隙原子团簇迁移和聚结过程导致的位错演化，是导致辐照硬化的主要原因。通过对比不同氧化物弥散相ODS钢在辐照特征发现，具有较高数密度和较小平均直径氧化物颗粒的材料抗辐照硬化/脆化能力较强，这归因于氧化物/基体界面处对点缺陷的强捕获能力，导致辐照后的样品中位错环尺寸和数密度下降。进一步计算不同ODS钢中氧化物弥散相的尾闾吸收强度，发现其与材料的辐照硬化/脆化之间存在幂函数关系，尾闾吸收强度越高的ODS钢具有更强的抗辐照损伤性能。利用小样品试验技术开展高能重离子辐照后材料的疲劳寿命研究，结果表明随着应变振幅的增大，材料的疲劳寿命明显下降，辐照后样品的疲劳寿命明显低于未辐照样品。利用略高于屈服强度的应变载荷开展试验，发现越来越多的辐照缺陷将随着试验过程被清除，导致应变迅速增大。最终，所有塑性变形都集中在材料的局部区域并产生高应变，即使总塑性应变较小，辐照后样品疲劳损伤的积累较之未辐照样品更快。在此基础上，发现辐照后ODS钢疲劳寿命损失率同样与弥散氧化物几何结构之间存在类似的幂函数关系，具有高尾闾吸收强度的材料中辐照缺陷尺寸和数密度更小，材料在屈服后的变形中，应变增大速率更慢，推迟了疲劳断裂需要的微裂纹萌生么，因此具有更长的疲劳断裂寿命。