国产反应堆压力容器钢辐照损伤的正电子湮没研究

正电子湮没无损检测技术在工程材料领域的应用以它的非破坏性、高灵敏度和方便使用受到人们的极大关注。本项目利用正电子湮没对原子尺度缺陷和缺陷的化学环境特别敏感特长，配合SEM、TEM及硬度测量等方法研究纯Fe，低Cu模拟钢及国产反应堆压力容器（RPV）钢辐照损伤行为。主要研究内容为：（1）国产钢原始样品辐照前微结构及缺陷的表征；（2）比较电子辐照下纯Fe，模拟钢及国产钢导致基体损伤的异同，研究不同辐照条件下缺陷的形成及演化规律；（3）研究质子（或中子）辐照国产钢导致的基体损伤，富Cu原子团簇的析出行为，以及其它元素对硬化和脆化的协同作用。本项目研究有助于了解国产钢辐照硬化和脆化机理，为更准确地对在役核电站RPV材料进行辐照损伤评估提供技术支持；掌握杂质元素（Cu）对RPV材料辐照损伤的影响规律，为国产RPV材料的采购技术规范、制造工艺改进提供理论依据和实验数据。

反应堆压力容器（RPV）是一回路冷却剂压力边界的关键部件，是反应堆内最大的且不可更换部件，它的寿命决定了整个核电站的寿命。强烈的中子辐照使材料的性能不断恶化，反应堆压力容器材料经受中子辐照后产生脆化效应，韧性降低，增加了脆性断裂的趋势，因此反应堆压力容器材料的辐照脆化一直是国内外研究者重大关注的问题。本项目利用正电子湮没谱学对原子尺度缺陷和缺陷的化学环境特别敏感特长，配合三维原子探针（3D-AP）、TEM及纳米压痕等方法研究国产RPV钢和Fe-Cu模拟合金辐照后微结构与力学性能变化。辐照条件分别为110keV和240keV的质子辐照，以及3MeV的Fe13+离子辐照，辐照损伤量为0.05~1.0dpa。慢正电子束测量能量范围为0.5~26keV,正电子注入深度为约940nm。国产RPV钢辐照实验结果表明：质子辐照与重离子辐照效应与剂量有着不同的关系，质子辐照后的A508-3钢的S参数都随着辐照剂量的增大急剧增加，揭示了在样品的微结构演变中，辐照剂量的变化与基体损伤的形成（如位错环，微孔洞的形成等）有着直接关系；相反Fe13+离子辐照后S参数的增加却与剂量是没有太大的关联。3D-AP和TEM均证实国产RPV钢质子和重离子辐照后产生基体损伤，未观察的溶质原子团簇；显微硬度和纳米压痕测量发现硬度随辐照剂量的增加而增加，国产A508-3钢与国外16MND5钢相比具有更好的抗辐照能力。Fe-Cu模拟合金的辐照研究结果表明：Cu含量增加提高了合金的辐照敏感性；经质子辐照后Fe-Cu合金不仅仅存在空位型的基体缺陷，还存在其它类型的缺陷，如辐照后合金中形成富Cu原子团簇，或者是Cu-H-V团簇。在本项目支持下，取得一批有意义的结果，已在PRB, Journal of Nuclear Materials, CrystEngComm等国际刊物上发表论文17篇,申报发明专利1项。国内外学术合作与交流成效显著，小组成员多次参加国内外学术会议或赴国外从事合作研究。