【摘要】：T92馬氏體鋼因其優(yōu)異的抗輻照腫脹能力、熱穩(wěn)定性和機械性能以及良好的與鈉相容性等特性,成為鈉冷快堆核電站堆芯組件外套管的熱門候選材料之一。堆內(nèi)服役過程中,高劑量快中子輻照、長時熱暴露及復雜應力等因素的作用,將導致外套管材料的微觀結(jié)構(gòu)及性能發(fā)生變化,直接影響其服役行為并關(guān)系到鈉冷快堆的安全運行。因此,研究T92鋼在長時熱老化及輻照下的微觀結(jié)構(gòu)演變規(guī)律與性能變化特點,為設計和發(fā)展核級9Cr F/M鋼提供依據(jù),對我國鈉冷快堆工程化發(fā)展具有至關(guān)重要的意義。中子輻照實驗具有操作復雜、周期漫長、費用昂貴、可控性差,并且輻照后的樣品具有較強的殘余放射性,不便于后續(xù)組織分析和性能檢測�；陔x子輻照與中子輻照對材料造成的損傷效應的可比性,離子輻照因其高損傷率、實驗可控性高及樣品分析測試容易等優(yōu)點,被廣泛地用于模擬中子輻照損傷。本文針對鈉冷快堆堆芯組件外套管候選材料T92鋼在650℃進行了長時熱老化研究,最長熱老化時間為15000小時(～1.71年)。通過掃描電鏡、透射電鏡和高能X射線同步輻射衍射等多種微觀組織結(jié)構(gòu)分析技術(shù),全面、系統(tǒng)地分析了材料的熱老化行為、規(guī)律及機理;并通過研究熱老化對力學性能的影響規(guī)律,揭示了熱老化組織演變對機械性能影響的關(guān)鍵因素。分別采用250 keV質(zhì)子和3 MeV Fe11+在室溫下對原始和熱老化后的T92鋼進行離子輻照,利用透射電子顯微鏡、慢正電子湮滅及納米力學探針等試驗分析手段研究了連續(xù)輻照過程中的微觀結(jié)構(gòu)與性能的演化規(guī)律,揭示輻照后微觀組織與性能的關(guān)系。并通過對比熱老化前后樣品的輻照損傷差異性,探究了熱老化對材料輻照損傷行為的影響。研究表明,隨著熱老化時間的延長,T92鋼基體馬氏體結(jié)構(gòu)發(fā)生回復,板條寬度不斷增加。在位錯不斷運動、互相重組或抵消的作用下,位錯密度逐漸降低,并導致板條束重組和亞晶化以及空位型缺陷濃度的升高。熱老化前、后樣品中的主導位錯均為1/2 a0111型不全位錯。MX碳氮化合物析出相在整個熱老化過程中形狀和尺寸保持穩(wěn)定;短棒狀M23C6碳化物析出相則逐漸粗化并伴隨著長短軸比的降低。富W、Mo元素的Laves相優(yōu)先依靠M23C6相形核并迅速粗化,熱老化至1000小時后即成為尺寸最大的析出相,在熱老化后期平均尺寸接近400 nm。上述所有微觀結(jié)構(gòu)與組織演變僅在前9000小時熱老化過程中較為明顯,9000小時后組織趨于穩(wěn)定。T92鋼的硬度隨熱老化時間的延長而逐漸降低,其維氏硬度Hv與由Nix-Gao模型擬合獲得的納米硬度H0之間的函數(shù)關(guān)系為HV≈0.78 H0。熱老化后的T92鋼因其更低的統(tǒng)計存儲位錯密度而表現(xiàn)出了更明顯的壓痕尺寸效應。雖然經(jīng)長時熱老化后T92鋼的強度和塑性略有下降,但仍然滿足SA-335標準。原位同步輻射X射線衍射拉伸試驗結(jié)果表明,老化后樣品中的晶格應變小于原始樣品,形狀不規(guī)則且各向異性強的大尺寸Laves析出相是導致T92鋼熱老化后拉伸性能下降的主導因素。在室溫下對原始和15000小時熱老化的T92鋼用質(zhì)子輻照至0.01、0.05和0.20 dpa,用鐵離子輻照至0.25 dpa、0.50、1.00和5.00 dpa。在微觀結(jié)構(gòu)方面發(fā)生的變化主要為產(chǎn)生大量位錯環(huán)和空位型團簇。0.20 dpa質(zhì)子輻照誘導產(chǎn)生的主導位錯環(huán)類型為a0001型,均勻分布在基體內(nèi),而少量的1/2 a0111型位錯環(huán)分布在位錯線附近;大劑量5.00 dpa鐵離子輻照樣品中的位錯環(huán)幾乎全部為a0001)型�？瘴恍腿毕轁舛入S輻照劑量的增大的升高,多空位缺陷占比也隨之變大。對比原始態(tài)T92鋼,在相同輻照條件下熱老化后樣品中造成了更多的位錯型缺陷和更少的空位型缺陷,并出現(xiàn)輕微的元素偏析。力學性能方面,在樣品和離子種類不變的情況下,硬度值均表現(xiàn)為隨輻照劑量的增加而升高,且滿足指數(shù)關(guān)系;但單位劑量硬度增量隨輻照劑量的增加而減小,最終出現(xiàn)硬化飽和現(xiàn)象。熱老化后樣品因其更高密度和更大尺寸的位錯環(huán)表現(xiàn)出比原始樣品更明顯的輻照硬化效應,但熱老化后樣品的硬度值始終小于同樣輻照條件下的原始態(tài)樣品。
【圖文】：

至６０％以上，在解決鈾資源危機的同時，還可以利用第二、三代反應堆的貧逡逑鈾核廢料再次發(fā)電，實現(xiàn)放射性廢料的最小化ｔ２，〃，９Ｉ。逡逑池式鈉冷快堆中的結(jié)構(gòu)如圖２－２所示［１Ｇ】，堆芯浸泡在一回路金屬鈉中，逡逑經(jīng)由二回路鈉傳熱給三回路的水一水蒸氣，帶動電機進行發(fā)電。上百根燃料逡逑棒由包殼管包裹，置于六邊形的外套管中組成一個燃料組件。整個反應堆由逡逑成百上千個燃料組件構(gòu)成，通過控制燃料組件起落可以控制反應堆發(fā)電功率。逡逑堆芯組件外套管是燃料棒的結(jié)構(gòu)支撐，為冷卻劑鈉提供流道，并提供一個防逡逑護層，是燃料棒破裂時防止事故在組件之間蔓延的屏障。由于快堆服役條件逡逑惡劣，，其結(jié)構(gòu)材料選擇要求也比以往堆型更加嚴格。鈉冷快堆核電站系統(tǒng)設逡逑計參數(shù)⑴見表２－１，外套管服役溫度為５００？５５０°Ｃ，服役后期累積輻照損傷逡逑劑量可高達９０？１６０邋ｄｐａ。因此

２．２．１熱老化過程的組織演變逡逑Ｔ９２邋Ｆ／Ｍ鋼管通常經(jīng)熱乳工藝制成，后續(xù)熱處理制度為正火加回火，最逡逑終形成回火馬氏體結(jié)構(gòu)。如圖２－３，為９Ｃｒ馬氏體鋼中晶界、板條和析出相逡逑的示意圖［２７＞，在原奧氏體晶界內(nèi)，馬氏體板條構(gòu)成有一定取向的板條束、板逡逑條塊。根據(jù)Ｍｏｒｉｔｏ等人的研究［２８］，通常在低碳（０．００２６－０．３８ｗｔ．％Ｃ）鋼中的一逡逑個板條束中包含三個板條塊，因而可以通過板條束的寬度來估算板條塊寬度。逡逑小尺寸的ＭＸ碳氮化合物析出相（其中Ｍ：邋Ｖ、Ｎｂ，邋Ｘ：邋Ｎ、Ｃ）彌散分布在基逡逑體內(nèi)，是馬氏體鋼中重要的強化相［２９］。Ｍ２３Ｃ６碳化物析出相（其中Ｍ：邋Ｃｒ、Ｆｅ逡逑等）尺寸大于ＭＸ相，主要沿馬氏體板條晶界和原奧氏體晶界分布。在正火熱逡逑處理的降溫過程中，當溫度低于馬氏體轉(zhuǎn)變溫度時，材料原奧氏體結(jié)構(gòu)迅速逡逑發(fā)生馬氏體轉(zhuǎn)變
【學位授予單位】：北京科技大學
【學位級別】：博士
【學位授予年份】：2019
【分類號】：TG142.1

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本文編號：2619341