专论
李红梅1，杨武2，蔡
1
，吕战鹏2
(1.上海交通大学材料学院，上海200030;2.上海材料研究所，上海200437)
摘 要：叙述了核电用奥氏体不锈钢辐照模拟研究中，不同辐照粒子的辐照参数对合金元素偏析的影响，并就离子辐照模拟后的辐照肿胀、微结构变化和相关理论计算展开讨论。
关键词：辐照模拟；奥氏体不锈钢；核电站
中图分类号:T L352.2+
8 文献标识码:A 文章编号:1005-748X (2001)05-0196-06
IRRADIA TION SIM ULATING RESEARCH ON AUSTENITIC STAIN LESS
STEELS IN NUCLEAR POWER PLAN T
LI Hong -mei 1,YANG Wu 2,C AI Xun 1,LU Zhan -peng 2,
(1.Shang hai Jiaotong University ,Shanghai 200030,China ;2.Shang hai Research I nstitute o f M aterials ,Shanghai 200437,China )
A bstract :This paper compares the effect of irradiation parameters on segregation in austenitic stainless steels with
different kinds of par ticles in irradiatio n simulating research .T he swelling ,micro structure evolutio n and theoretical calcu -lation after ion irradiation are also discussed .
Key words :
Ir radiation simulating ;Austenitic stainless steel ;N uclear power plant 1 引 言
声源定位随着核电业的发展，核电材料在服役期内的稳
定性和安全性成为人们普遍关心的问题。奥氏体不锈钢在服役过程中易产生辐照肿胀而影响其安全使
用期限，更为严重的是该材料受中子辐照易发生应力腐蚀破裂(IASCC )的现象，由于其突发性并引发灾难性结果而倍受重视。在研究奥氏体不锈钢的辐照肿胀和IASCC 的过程、规律和机理中，直接的中子辐照试验虽然重要，但因研究周期长、耗费大、实验条件苛刻和实施困难等不利因素的影响，自1960年起，出现了辐照模拟的研究方法。该方法采用其它粒子如电子、质子或离子辐照，模拟中子辐照，研究奥氏体不锈钢的有关性能和相关的规律或机理。此法具有周期短、效率高、耗费低且实验方案容易实施的特点。通过将辐照模拟研究的结果与中子辐照的实验数据对比，出其中辐照影响较为一致的部分，然后进行相关深入的分析。
收稿日期:2000-10-11
基金项目：国家基础研究专项经费(G 19990605)、科研院所社会公益研究专项资金和上海市自然科学基金项目资助
本文主要讨论近年来核电业应用较广的结构材
料———奥氏体不锈钢的辐照模拟研究的进展情况和取得的结果，并重点关注离子辐照模拟研究的最新状况，为IACSS 的进一步研究提供参考。
2 中子和带电粒子辐照后微化学变化比较
一般认为，用于制造轻水堆堆内构件的奥氏体合金发生IASCC ，主要与中子辐照的辐照总量有
关。当辐照量达5×1020n /cm 2(E >1MeV )[1]
，即可能引起晶间破裂。该临界值的出现显示，辐照可能
引起合金的显微结构、显微化学、局部元素组成的变化，这些变化以及这些变化的综合作用均对IASCC 有影响。
辐照模拟的关键是希望材料经带电粒子的辐照后，产生与中子辐照尽可能类似的效果。由此产生的第一个问题是：如何比较两者的实验结果?例如，堆内构件288°C 经受1×1021n /cm 2的中子辐照8.5个月的结果，与500°C 经受5MeV Ni 2+、流速为10-3dpa /s 、损伤量达10dpa 的结果如何比较?解决该问题的方法是测量辐照影响。在IASCC 问题研究中，焦点集中在辐照引起的晶界偏析，这种偏析可进一步引起脆化，或促进沿晶应力腐蚀破裂(IGSCC )过程。针对此情况，可测量晶界杂质或晶 ·
196· 第22卷第5期校园一卡通设备
2001年5月
腐蚀与防护
COR ROSIO N &PRO T ECT IO N
V ol .22 No .5M ay 2001
界合金元素的浓度和偏析量。用俄歇电镜或扫描电镜的能谱仪即可进行测量。因此，中子辐照和离子
辐照实验的对比性可通过一定的测量方法得到。
带电粒子辐照模拟中子辐照实验产生的第二个问题是：怎样将离子辐照的结果转变成用中子辐照的结果?也就是说，要产生与中子辐照相同的结果，离子辐照的条件如何确定?这是一个关键的问题。在确定之前，必须先弄清楚带电粒子辐照与中子辐照的不同。有四个不同的辐照参数需要考虑：辐照粒子的品种、辐照温度、辐照剂量和束流速率。文献[2]通过计算并与实验数据比较，在此方面做了一些工作。 图1[2]比较了不同种类粒子以1MeV 的能量射向纯镍样品的辐照损伤形态和损伤效率。计算时认为弹性碰撞产生的自由运动Frenkel 空位对(可持续级联碰撞和长距离运动的Frenkel 空位对)影响晶界的偏析量，并将它们定义为辐照损伤效率ε。尽管入射粒子的能量相同，但平均能量转换(T )和缺陷损伤效率(ε)的差别可达两个数量级。这是因为，中子和离子辐照产生大量的级联碰撞，致使在冷却或淬火阶
段缺陷重组。电子辐照能产生大范围的Frankel 空位对，它们出现重组的可能性很小。质子辐照产生少量的大范围的级联碰撞并产生孤立的Frankel 空位(由于Coulomb 相互作用)，所以损伤效率居中
。
图1 相同能量的不同种类粒子辐照损伤形态图示[2](T 为每一初级撞出原子的平均能量转移,ε为影响辐照偏析的可自由运动的缺陷率)
图2[2]考虑在稳定态，温度和损伤速率对304不锈钢Cr 偏析量的影响。对某一给定的损伤速率，偏析量在某一温度达到最大，而在高温段和低温段则相对较低。原因是低温段缺陷重组占主导地位，而高温段原子的背散射更为主要[3]。同时注意到随损伤速率的提高，偏析量的峰值下降，并且该峰值有向高温移动的趋势。也就是说，低温、低损伤量可得到较大的偏析量。这是因为，就某一给定的剂量，稳定态时较低的损伤速率对应于较低的缺陷聚集，使缺陷重组的数量降低，从而有利于偏析。该图还说明，电子辐照产生的缺陷百分之百地影响偏析，但质子、中子和离子辐照产生的缺陷对偏析量的影响各不相同。其中，偏析量差异最大的是中子辐照，最小的为质子辐照，离子辐照则居中。文献[2]进一步给出温度和损伤速率与欲达到稳定态所需的辐照剂量间的关系(图3)。总的规律是：损伤速率一定，较低温度达稳定所需的损伤量较高；温度一定，稳定态时低的损伤速率与低的辐照剂量对应；给出的数据显示，达稳定态所需的质子和重离子的辐照损伤量落在中子和电子之间
。
图2 不同粒子的辐照温度和束流速率对稳定态铬偏析量影响的比较示意图[2](符号表示稳定态各种粒子记录(未修正)束流速率和经效率修正的束流速率
)
图3 不同粒子的辐照温度，束流速率与达到稳定态所需的辐照量的关系示意图[2](符号表示稳定态各种粒子记录的(未修正)束流速率和经修正后的束流速率)
·
197·李红梅等：核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究
图4[2]则显示四种粒子辐照损伤量对奥氏体不锈钢Cr 偏析量的影响。从中可知，损伤量越大，偏
析量越大；损伤量达一定值后，偏析量将稳定在某一区域。若辐照量一定，低损伤速率产生的偏析量较高损伤速率大。现有的试验由于辐照损伤量均未达稳定态，故所得的偏析量对状态十分敏感，例如1dpa 的中子辐照量通常被认为是产生IASCC 的门槛值，然而该值所对应的偏析量仍处在相应曲线的陡坡段(未稳定阶段)。因此，不同粒子辐照间的比较由于试验周期有限，还会出现意外的一致或不一致。文献[2]还说明辐照时间对辐照偏析量影响类似于辐照损伤量的影响(图5)。该图还显示，对不同的辐照粒子，开始产生偏析的时间孕育期不同。其中，中子辐照所需时间最长，离子辐照所需时间最短
。led支架
图4 不同粒子辐照量对铬偏析量影响示意图[2](每对曲线的较上一条考虑稳定态辐照粒子的束流速率效率，较下一条考虑记录的(未修正的)束流速率
)
图5 不同粒子的辐照时间对铬偏析量的影响示意图[2](每对曲线的较上一条考虑稳定态辐照粒子的束流速率效率，较下一条考虑记录的(未修正的)束流速率)。
上述分析表明，辐照粒子种类、辐照温度、辐照总量和辐照损伤速率均影响辐照偏析量。给定辐照量，损伤速率对晶界偏析有明显影响；要研究中子辐照损伤的影响，由于带电粒子辐照的损伤速率较高，一般需要更大的剂量方可达到相同的辐照效果；若辐照试验未达到稳定态，则偏析量对辐照总量敏感。所有这些，在相关的辐照模拟研究中均应予考虑。
3 离子辐照模拟研究进展
3.1 离子辐照模拟研究奥氏体不锈钢的辐照肿胀
核电制造业中应用较广的奥氏体不锈钢，因其容易发生辐照肿胀而缩短了该材料的安全使用期限。自1960年起，重离子辐照开始用于模拟快堆(FBR )的中子辐照损伤，而用离子辐照模拟研究该材料辐照肿胀是主要的研究内容之一。
氦脆在聚变堆中是控制工件使用寿命的关键因素。高温时，氦原子聚集成氦泡，可使金属材料脆化。高温和高辐照剂量时，大量氦泡引起辐照肿胀的现象已引起人们的重视。Gessel 和Rowcliffe 用标定的轮廓曲线仪测量了不同溶解度对肿胀的影响[3]。在500～730°C ，他们对Fe -Cr -Ni 合金采用Ni 离
子表面辐照，测肿胀高度。结果显示，肿胀量随温度升高而增加，并且在650°C 附近达最大值，以后即使温度再升高，肿胀量仍渐渐下降。Fenske 等用透射电镜观察了辐照总量对镍空洞的影响[4]。辐照条件是:500keV 4
He +
,500°C 。研究发现高温He 离子辐照可产生氦泡，在高温段，氦泡密度达到峰值。最近，文献[5]用原子力显微镜(AFM )研究了SUS316奥氏体不锈钢的表面肿胀。辐照条件
为:200keVHe +离子，剂量范围在2.4×1016He /cm
2
(0.6dpa )-7×1017He /cm 2
(17.5dpa )，温度分别为:400、500、550、600°C 。该研究指出：辐照肿胀量明显与辐照温度和辐照量有关，即高温高辐照量，肿胀量激增；并且用原子力显微镜首次发现，试样表面辐照后沿晶界的锐利隆起(图6)。隆起高度不仅取决于辐照量，而且取决于温度范围。对隆起的形成，可能存在一临界辐照量和临界温度(见图7)。在图7中虚线的右上方圆点对应的辐照温度和辐照剂量可观察到晶界隆起，而在左下方三角形点对应的辐照条件则观察不到晶界隆起。出现此现象的原因可认为是：高温高辐照
量条件下，氦原子容易运动，并向晶界迁移，并在迁移过程中形成氦泡，同时空位聚集，而且在晶界处氦泡迅速长大成较大空洞；但是若辐照剂量小且辐照温度低，氦泡或大空洞不能有效形核，所以没有晶界隆起形成。在一定的辐照条件下，图7所示的虚线可进一步用于估计氦脆的出现与否。3.2 离子辐照模拟研究奥氏体不锈钢的显微结构在裂变中子源的汞靶附近，由于1GeV 的质子和中子的共同作用，将产生大量的氢和氦。人们预
·
198·李红梅等：核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究
图6 S US316不锈钢在873K 受剂量为3×1017He /cm 2
(7.5dpa )、200keV He +
辐照后的AF M 形貌像
[5
]
图7 隆起形成与辐照温度-辐照时间的关系示意图[5](虚线为隆起形成区域和未形成区域的界线。圆点：隆起可观察到；三角形点：隆起未观察到)
人造板生产线料此处受辐照材料的原子损伤速率高达10-2dpa /s ，平均损伤速率约10-6
dpa /s 。奥氏体不锈钢是制造相应构件的首选材料，如此高的辐照损伤速率对其微结构和相关性能的影响的研究已提上议事日程。
E .H .Lee 等人对AISI 316奥氏体不锈钢在200°C 用360keVHe +和3500keVFe +离子进行模拟辐照，研究氦浓度和损伤量与氦泡形成和缺陷聚集过程的关系[6]。研究结果显示:①当损伤量相同，通过比较损伤微结构发现:AISI 316奥氏体不锈钢经360keVHe +辐照产生缺陷的过程(黑斑和位错
环)，比同种材料经3500keVFe +
辐照产生缺陷的过程慢。原因可归纳为：一方面，是对给定的温度，随损伤速率降低，点缺陷的饱和浓度降低，保留的点缺陷分数因重组可能性低而较高，但缺陷聚集形核速率因绝对点缺陷向空位运动缓慢也较低[7]
。
涡轮压缩机氦离子辐照能量(360keV )较铁离子的辐照能量(3500keV )低10倍，而且氦离子辐照损伤速率(约1.5×10-5
dpa /s )较铁离子的辐照损伤速率(约1×10-3dpa /s )低两个数量级，故He +辐照的缺陷聚集速率较低。另一方面，弹性碰撞后经计算[8],
360keV He +
辐照可产生约35个能量在5.2×103
～
40×103eV 的初级撞出原子(PKA )，但是3600keV Fe +
辐照可产生约350个能量在(1.6～40)×106eV 的PKA 原子。可见，因铁离子的质量较氦离子的大，铁离子产生的PKA 原子不仅数量大，而且能量高，以至影响到以后的级联过程。有研究表明[9]：随极联碰撞能增加，可保留的点缺陷和由级联过程产生的间隙原子簇数量增加。所以,3600keVFe +辐照可产生更大量的间隙原子簇;②当氦浓度在1%
(原子分数)以上再增加时，氦泡继续长大，但位错环的长大受阻。甚至在氦达50%(37dpa )时，也仅出
现非常有限的位错环生长。此现象的主要原因是，氦泡除有利于点缺陷的重组外，还是位错环生长的障碍。显微分析表明，高氦含量时氦泡钉扎和点缺陷重组都不利于位错的生长。一个重要的结论是：氦泡尺寸增大，其阻止作用增强；而且，氦泡不仅阻止位错运动，还阻止位错环和位错的演变。其结果可使高氦环境中的钢的硬化程度和塑性下降更严重。但是，在期望的服役阶段，氦引起的硬化也许不很重要。
文献[10]进一步研究了EC 316LN 奥氏体不锈
钢在模拟裂变中子源的环境下硬度和缺陷结构的变化。试验使用三重离子模拟辐照，它们分别为:305MeV Fe +、360keVHe +、180keVH +。辐照温度为200°C 。结果是:①辐照剂量较低时，黑斑快速增加，在浓度达(1～2)×1023m -3时趋于饱和(<2dpa );Frank 间隙环在低于1dpa 时开始增加，在浓度达(2～3)×1022m -3(≈<15dpa )趋于饱和。尽管没有空洞，但扇形位错环形貌的出现说明位错环被小的He /H 簇所钉扎;②三重离子辐照后，辐照损伤量在0.1～1dpa 范围内，材料的硬度明显上升，辐照损伤量达1时，则硬度增加趋缓，与黑斑浓度的变化趋势一致。这与AISI 奥氏体不锈钢经中子辐照后的强度和塑性变化(见图8、图9)趋势大致相同，而离子辐照的硬度变化情况更接近于中子辐照的屈服强度(YS )变化情况。图10显示了EC316LN 不锈钢三重离子辐照后微结构、微观损伤和辐照损伤量间的关系。从图10可知，三重离子辐照产生的黑斑环饱和密度比Frank 位错环饱和密度高一个数量级。硬度和屈服强度的提高与黑斑环的出现密切相关，辐照产生的高密度黑斑与硬度和屈服强度的上
升相对应。延伸率下降速率在黑斑环段最大，但它的下降趋势一直保持在10dpa 的辐照损伤量。这是黑斑、Frank 环和He /H 簇共同作用的结果。因为黑斑在辐照剂量较小时就可不断产生并达到最大,
·
199·李红梅等：核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究
它们是塑性变化的主要障碍(1dpa )，而在高损伤量段Frank 环和He /H 原子簇也阻碍材料的塑性变
化。温度升高，部分黑斑环长成位错环，黑斑环的相对比率下降。温度更高，位错生长更快，位错密度下降，空洞形成亦加速。因此，中子辐照在300～330°C 出现位错环密度和强度最大值;③在黑斑环和位错环达到饱和浓度时对应的辐照损伤量，三重离子辐照和中子辐照均引起材料的延伸率急剧下降，但如此直接的数据比较也许不十分恰当。因为三重离子辐照的损伤速率要比中子辐照的损伤速率高出三个数量级。微结构分析必须与宏观的材料性能如形变和理论计算相结合，方有利于更全面深刻地分析理解问题
。
图8 A ISI 316不锈钢在低于100°C 时受中子辐照(E >1M eV )的辐照剂量与屈服强度(YS )和极限拉伸强度(UT S )的关系示意图
[10]
(当辐照剂量从0加大至1dpa (黑
斑演变区域)时YS 和U T S 上升迅速，但随后YS 和U T S
的变化不大
)
图9 A ISI 316不锈钢在低于100°C 时受中子辐照(E >1M eV )的辐照剂量与均匀延伸率和总延伸率的关系示意图[10](辐照剂量从0加大到1dpa 范围内(黑斑演变区域)延伸率快速下降，尽管以后随辐照剂量加大延伸率仍有下降)
3.3 离子辐照计算进展
金属受辐照后，其传统的微结构演变的基本假设是基于化学反应速率理论上的。即：空位和间隙原子是连续地且均匀地由Frenkel 对产生。但是
, 图10 EC 316LN 钢200°C 受三重离子辐照微结构演变和预期的宏观机械性能变化的示意图[10](图示的规律也许与材料经受辐照的反应堆环境有关(裂变堆或聚变堆)，尤其是在低温(<400°C )时，辐照过程中动态回复并不重要的条件下)
中子辐照或离子辐照由于极联过程的产生，点缺陷可局部聚集并以偏聚形态出现，上述假设就不适合。
Woo 和Singh 研究了含极联过程的辐照条件下的辐照肿胀问题[11]。研究中考虑了空位和间隙原子相互间的极联重组和聚集过程，发现空位和间隙簇在肿胀峰阶段的空位长大起重要作用。但在计算
点缺陷向位错迁移时就有问题，因为温度上升时(出
现肿胀峰对应的温度)，由于初级空位簇(PVCs )的空位蒸发，还由于初级间隙原子簇高的热稳定性，可自由运动的空位比间隙原子多得多，所以对温度提高时的间隙原子环的形核和长大过程比较含糊。A .A .Semenov 等人考虑中子和重离子辐照过程中的点缺陷的随机振动对微结构变化的影响[12]
，建立了一包含随机过程对初级撞出簇演变影响的一般速率理论方法。将初级间隙簇(PICs )视为间隙环核心，计算了PICs 和环的尺寸、平均PVC 核心直径和密度及其与剂量的关系。然后，通过调整参数，将计算结果与冷加工的316不锈钢比较，两者较为吻合。作者得出结论：尽管辐照肿胀高峰阶段，温度较高，可自由运动空位较多，但间隙环仍可形核并长大。
4 结 语
近年来，奥氏体不锈钢的辐照模拟实验研究已取得不少进展，尤其对材料受离子辐照后的微观结
构演变、微观化学成分变化、硬化和肿胀性能等方面的工作较为深入。但是，有关的理论计算相对滞后；而且，模拟辐照后，有关其它性能(如辐照促进应力腐蚀破裂、辐照疲劳)的深入研究相对较少。可见，随核电业的发展，奥氏体不锈钢的模拟辐照研究是一个尚待拓展、不断深入的研究领域。包层模
·
200·李红梅等：核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究
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