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收藏词条   编辑词条 核反应堆材料辐照损伤

创建时间:2008-08-02

核反应堆材料辐照损伤(irradiation damage in nuclear matermaterial)  

核反应堆材料在强辐照场作用下产生的结构变化和性能劣化。在核反应堆活性区存在强烈的中子。γ射线、裂变碎片和其他带电粒子流,它们对各类材料都会造成损伤。这种损伤一方面表现在活性区材料性能变坏而不合乎原要求,另一方面材料体积胀大,使部件尺寸变化而结构不稳,因此导致材料和部件寿命缩短,甚至造成反应堆紧急事故。核反应堆材料辐照损伤主要包括下列几类。

核燃料辐照损伤   核燃料吸收中子发生裂变反应时,除产生高能中子外,还产生两个裂变碎片,它们携带着裂变过程所释放的大部分能量。这些能量主要以热能形式出现,但仍有相当部分能量以辐射能造成周围核燃料的损伤。加之裂变气体如氪和氙在核燃料中聚集,导致核燃料的肿胀和畸变。当反应堆运行长时间后,这一损伤效应十分严重。它使得核燃料元件在未达到预定燃耗深度之前,就不得不取出来进行后处理,这对反应堆运行的经济性不利。

结构材料辐照损伤   在核反应堆内,中子的辐射是使结构材料性能发生变化的最重要因素。因为裂变过程中所产生的高能中子可以将原子从点阵的平衡位置上撞击出来,使这些原子移动若干个原子间距而到达间隙位置,并在点阵中留下空位。每个初级击出原子所获得的能量往往是很高的,它足以再使别的原子脱离其平衡位置而发生移位。这样在初级击出原子的径迹上就会造成一连串的空位和填隙原子。从而使材料内部出现许多高度无序区。在这些区域内,能量的释放非常强烈,以致可以看作是一个暂时的热峰。虽然由上述中子辐射而造成的大多数空位和填隙原子会重新复合。但是,比空位更易于移动的许多填隙原子则可能逃脱,并最终在晶界或缺陷处被俘获。有时会形成填隙的位错环。而遗留下来的空位也可能以同样方式被俘获。或者聚集成称为空隙的空位团。

在核反应堆中所用到的结构材料大多数工程性能都对晶体点阵的缺陷十分敏感。例如屈服极限、强度极限,冲击韧性、延性、蠕变、硬度、尺寸稳定性和热导率等都可能受到辐射的影响。

首先,在辐射作用下金属结构的变化会影响材料的强度和韧性。当辐照中子流量为1017中子/cm2时,屈服极限开始增加。对许多金属来说,屈服极限与流量的立方根成正比例。强度极限则呈比较复杂的关系。在大的辐照剂量下,屈服极限接近强度极限,塑性储备减小。同时,断裂前的最大伸长率也减小。金属变得更脆。对于铁素体钢和珠光体钢,辐射还使其冷脆温度随流量的增加而提高,此时冲击韧性急剧降低。在采用这类钢制造反应堆壳体时,必须考虑这一情况。

肿胀是快中子增殖堆燃料元件包壳的一个潜在的严重问题。它随流量的提高而增加,甚至可达50%~70%。这种效应与空位的聚集有关。在反应堆中,为了获得最好的热传递和中子利用率,燃料元件之间的距离已经减小到最低。肿胀将使传热空间进一步减小,因而导致燃料元件的过热。但是,如果因考虑肿胀而加大这一间距,则又会使效率降低。

其他材料辐照损伤   包括核反应堆控制材料和冷却材料。由于硼的热中子吸收截面很大而常被制成核反应堆的控制棒,用以调节反应堆的功率。在中子辐射条件下,硼由于10B(n,α)嬗变效应而造成氦的积累。在堆内高温条件下,微孔中氦的压力升高,材料体积膨胀,从而引起控制棒的变形。对于堆冷却材料如水和有机化合物来说,由电子激发和电离引起的损伤最为严重。这种损伤以各种不同形式出现。例如,水会由于辐射分解而产生氢,当反应堆发生事故时,应当考虑到反应堆厂房内氢浓度达到爆炸危险的可能性。而有机冷却材料则可能由于辐射而改变粘度和发生聚合。

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