反应堆材料辐照损伤概述
【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。
【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料
一、引言
随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。
关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。
二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤
1.燃料芯块的结构与辐照损伤
水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。
燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。
2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化
燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。
燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。
3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化
（1）辐照肿胀
辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡
（或气孔），气体肿胀可能达百分之几十，甚至几百。裂变气体原子不溶于燃料相，当裂变密度较低时，裂变气体原子作为间隙原子存在于燃料晶格间隙中或被各种天然缺陷和辐照缺陷捕获。随着裂变密度增加，裂变气体原子通过热运动而迁移，通过相互碰撞，被点缺陷、位错、晶界和空洞等捕获形成气泡核，气泡核不断吸收游离气体原子而长大。当裂变密度较高时，燃料相的亚晶化过程产生大尺寸气泡，气泡密度随气泡增大而降低，气泡密度亦与燃料相的物理条件和外界约束有关。气体裂变产物引起的辐照肿胀量较大，它在燃料相中的行为是决定辐照肿胀随燃耗变化的主要因素。影响燃料肿胀大小的因素有铀的组织，杂质含量，燃耗速率和深度，应力状态，热振，辐照过程中组织变化（相变、结晶等）。
燃料芯块的辐照肿胀会引起燃料元件的尺寸不稳定。尺寸的变化可能堵塞水流，引起燃料元件的过热和损伤，还可能破坏燃料元件的包壳，将沾污冷却剂。辐照肿胀还会导致燃料元件的传热性能下降，使堆芯的热量无法有效地导出，可能造成堆芯的熔化。
（2）辐照硬化和辐照脆化
当燃料芯块进行辐照时，在材料中引入了大量的缺陷或尺寸很小的缺陷团，阻碍了位错的运动，起到了硬化作用，称为辐照硬化。
辐照硬化归因于辐照而产生了种种缺陷。材料受中子辐照产生的缺陷包括：点缺陷（空位和间隙原子），杂质缺陷（以原子态弥散的核反应产物），小的空位团（贫原子区），位错环（层错的或非层错的，空位或间隙型），层错四面体，位错线（和原有位错网已经联在一起的非层错环），洞（空洞及氦泡）等。辐照可以以两种不同的方式使含铀芯块硬化。一是辐照能启动一个位错使其在滑移面上行动所需要的应力增加，造成位错启动阻力；另一个是一旦运动起来，位错还可能被接近或处在滑移面上原来就有的或者辐照产生的障碍物所阻滞。
辐照硬化的程度与辐照剂量有关，一般情况下辐照剂量越大，辐照硬化程度越高。辐照硬化使材料的强度升高、塑韧性下降，对反应堆部件的安全使用带来了威胁。
燃料芯块中生成的裂变气体在热力学上是不溶于芯块的，如果温度高到气体原子可以迁移的温度，它们就要析出来形成气泡。如果基体中形成了气泡，它们能像空洞一样对辐照硬化作出贡献。大多数工作者都认为，晶界上的气泡因应力诱发而长，气泡联接起来造成晶间断裂，引起燃料芯块的辐照脆化。
辐照脆化与辐照剂量有关，还与材料中杂质的含量也有着密切的关系。辐照脆化容易引起材料的脆性断裂，严重影响反应堆运行安全。
三、锆合金包壳的辐照损伤
锆合金因其热中子吸收截面小、良好的机械性能和耐高温、耐高压高纯水腐蚀性能，在核反应堆中得以广泛的应用，主要用作燃料元件的包壳材料、结构材料、核燃料芯体组分、慢化材料及控制材料组分等。由于锆合金的耐腐蚀性能对核反应堆安全运行至关重要，世界主要核电国家一直重视对锆合金辐照损伤的研究。大量事实表明：辐照可使锆合金的腐蚀速率比未受辐照的锆合金高出2倍～4倍，在高中子通量的工况条件（4×1013cm-2s-1，能量大于1MeV）下，其腐蚀速率可增加10倍。与此同时，为了进一步提高核反应堆的效率，人们提出了深燃耗的概念，这势必会导致中子辐照剂量加大、工作温度提高等一系列变化，从而将大大增加腐蚀速率。因此，加强锆合金电化学性能的辐照损伤研究，深入了解锆合金在辐照条件下的腐蚀行为、机理和结构变化，建立研究辐照损伤下锆合金电化学性能的基本方法，并探索改善堆用锆合金耐蚀性能的新的思路，具有重要的理论价值和应用前景。
1.堆内辐照对锆合金电化学性能的影响
（1）辐照对锆合金电化学性能影响的概况
包壳材料处于恶劣的工作环境，壳内是核燃料，壳外是快速流动的高温高压水，同时包壳材料还承受着强烈的辐照作用。研究结果表明，在一定环境下的辐照增强了腐蚀，堆内腐
蚀增重与无辐照条件而其他条件相同的腐蚀增重之比（增强因子）为2~3。
1977年发生在美国三里岛和1986年发生在前苏联切尔诺贝利的核泄露事件，大力地推动了辐照对堆用锆合金电化学性能影响的的研究。Satoru Ozaki，Peter Rudling等进一步探讨了辐照损伤效果，并建立模型来解释压水堆（BWR）中锆合金的均匀腐蚀、疖状腐蚀和氢化行为。堆用锆合金的辐照损伤研究一直是该领域的主要前沿课题之一。
（2）辐照损伤的机理
堆内辐照主要是裂变碎片(作用于包壳内侧)和中子，α，β，γ射线（作用于包壳水侧或整个包壳)，对于水侧腐蚀而言，最重要的是快中子辐照，因为快中子具有足够高的能量和质量，可以直接与材料点阵发生碰撞，产生大量的离位级联和热峰效应，包壳水侧的辐照损伤和缺陷主要来自这一过程，从而导致材料的结构、性能发生变化。对电子辐照而言，由于初级离位原子获得的能量不足以引起其它原子的离位，因此只能形成单一的缺陷，原子的离位主要是与电子弹性碰撞引起的。对γ射线辐照而言，如果γ量子的能量E>1MeV，则能量可按康普顿散射机理传递给电子，若康普顿电子的能量足够大，以至于使传给介质原子的能量大于原子离位能时，则这种电子将引起原子离位。此外，热中子能量太小，对腐蚀不产生直接的影响。β，γ辐照虽然可导致水的辐照分解，但对堆内辐照增强腐蚀的影响远没有快中子大。实验进一步表明，在低快中子流(2×109n／cm2．s)下，腐蚀速度仍非常高(实验中快中子流为2×109n／cm2．s～3×1012n／cm2．s)。因此，在低中子流下快中子流的作用已经饱和了。在快中子流下即从2×109n／cm2．s增加到3×1012n／cm2．s，而引起的增强腐蚀应归因于低能中子或γ辐照作用。
在核反应堆中，引发辐照损伤的因素除了堆内辐照源的种类及其参数外，介质水的化学性质与温度也是其中的主要因素。上述因素综合作用，共同加速了堆用锆合金的辐照损伤。
2.中子辐照对锆合金微观结构的影响
Zr-2和Zr-4合金常被用作水冷堆中燃料元件的包壳材料。在Zr-2中，合金元素主要以密排六方(hcp)结构的Zr(Fe，Cr)2和体心四方(bct)结构的Zr2(Fe，Ni) 2种中间相的形式存在，而在Zr-4中只有hcp结构的Zr(Fe，Cr)21种中间相。大量实验表明，中子辐照对锆合金微观结构的影响主要表现在2个方面，即缺陷的形成和中间相的溶解。
中子辐照尤其是快中子辐照，导致氧化膜和金属基体内产生众多的原子移位，形成大量的缺陷，包括点缺陷、位错和空洞等。其中最简单且浓度最大的是Frankel缺陷对。这些缺陷势必对O2-离子的迁移产生影响。此外，由于金属锆氧化后体积增大，氧化膜处于压应力状态，引起位错密度的增加；中子辐照下，水将分解生成H2，H2在氧化膜内聚集使之脆化；中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕变，直接改变氧化膜的应力状态，甚至引起氧化膜的开裂和脱落。
中子辐照作用下，锆合金中间相的形貌、成分和结构都发生了变化。Gilbert等人首先发现，中子辐照时锆合金中间相出现非晶转化；并观察到Fe，Cr原子在非晶区的贫化现象。非晶转变是由缺陷产生速率与复合速率共同决定的。当单位时间内级联碰撞产生的缺陷数目大于由热回复而导致的缺陷减少的数目时，缺陷有净积累，自由能升高，中间相无序程度增加，最终形成非晶，否则，非晶无法形成。在中间相边缘由于邻近基体中合金元素的含量极低，溅射和辐照增强扩散共同导致合金元素在中间相周边首先发生贫化；随着中子辐照剂量的增加，中间相的内部也逐步发生合金元素的贫化现象，非晶转变向芯部扩展。中子辐照还导致了中间相的粗化和溶解。中子辐照的溅射效应使得合金元素在中间相附近富集，引起中间相的粗化；辐照增强扩散导致合金元素在锆合金中趋于均匀化，即合金元素的溶解。
3.中子辐照对锆合金氧化性能的影响
关于锆合金氧化膜组织结构、氧化性能的研究，一直是核材料领域的重要课题。中子辐照对锆合金氧化性能的影响，主要表现为2个方面：缺陷的影响与合金元素分布的影响。中
子辐照产生大量的缺陷，这些缺陷有助于O2-离子的迁移，但缺陷对锆合金氧化性能的影响程度与工作温度紧密相关。在高温区，由于热激发产生的缺陷远大于辐照产生的缺陷浓度，因此，辐照对氧化速率的影响很小；在中温区，辐照产生的缺陷浓度也远大于热激发产生的缺陷浓度，且由于温度较高，缺陷的迁移性较好，氧化速率明显高于无辐照条件下的氧化速率，形成典型的辐照增强腐蚀；在低温区，辐照产生的缺陷浓度同样远大于热激发产生的缺陷浓度，但由于温度太低，缺陷的迁移性差，氧化速率无显著变化，对腐蚀过程的影响较小。目前水冷堆包壳材料的工作温度处于中温区，因此，中子辐照较大程度地增强了均匀腐蚀速率。
Rudling等曾怀疑锆合金中间相的大小和分布对锆合金的疖状腐蚀有决定性的影响。Ogata等人否定了这种观点，认为抗疖状腐蚀性能与中间相的大小和分布没有直接关系。Etoh则通过实验，发现了中子辐照作用下Zr-2氧化增重与快中子注量之间的关系：随着快中子辐照剂量的增加，氧化增重减少。结合中子辐照对锆合金元素成分分布的影响，可以推出：合金元素溶入基体而导致成分均匀化是提高锆合金抗疖状腐蚀的根本原因。这一推论与Ogata后来的实验结论是相符的。
4.燃料元件辐照后破坏性检验
为验证燃料组件的有关设计、制造工艺和元件在堆内的运行参数的合理性，需要进行辐照后检验。破坏性检验和无损检验是辐照后检验的重要组成部分，它对燃料芯块、包壳和堆内结构部件在辐照下，尤其是高燃耗下的行为的深入了解是必不可少的。
包容燃料芯体和裂变产物的元件包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件，它面临核燃料，承受着高温、高压和强烈的中子辐照，同时包壳内壁受到裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀及吸氢致脆和包壳与芯块的相互作用等危害；包壳外壁受到冷却剂压力、冲刷、振动、腐蚀以及氢脆等威胁。元件包壳壁很薄，一旦破损，整个回路将被裂变产物污染。因此，必须保证服役时包壳的各项性能可靠。
（1）拉伸试验
拉伸试验主要是测量辐照后的包壳管的力学参数屈服强度σ0.2，抗拉强度σb，延伸率δ，且与辐照前进行比较。
首先从辐照后的组件中抽出元件棒，在热室中将元件棒切出一段，用作拉伸试验。去掉芯块后两端加上端塞，即成为拉伸试样。拉伸试验是在热室中的拉力试验机上遥控进行的。操作时必须进行保温，并且拉伸试验时的应变速率有一定的要求。试验结果总体上为，包壳辐照后，强度均有明显升高，塑性下降。
（2）爆破试验
包壳管爆破试验是在包壳管内部施加压力而使包壳管失效的试验。与拉伸试验相比，它模拟了燃料芯块与包壳间的瞬时相互作用，所以，更接近材料服役时的实际情况。试验前去除包壳中的燃料芯块，目的是防止在试验时污染热室和热室内的设备。从去除燃料芯块的包壳管上切取一段样品，并在两端加上密封端塞。试验时给样品加热直至要求温度，然后从样品内部进行加压直到失效。加压一般用液压法，也可用合适的气体。从试验过程中绘制的应力-应变曲线可得到屈服强度、抗拉强度、均匀延伸率和总延伸率。
（3）蠕变试验
蠕变试验需要较长的时间，它可以在拉伸试验机或专门设计的蠕变试验机上进行。与拉伸试验和爆破试验相比，蠕变试验更符合包壳管在反应堆正常运行期间的服役情况。曾经有人用爆破试验设备进行蠕变和应力驰豫试验。前者所加的应力是恒定的，而后者随着包壳管的伸长应力减弱。
大量试验表明，中子辐照对锆合金包壳管的蠕变性能影响很大。可使蠕变速率明显增加，甚至高达一个量级。所研究的新型锆合金都应具备更高要求的抗蠕变性能。
这些方法与无损检验是搜集燃料、包壳和结构部件在辐照下运行数据的基本手段。但要得到燃料辐照后物理性能、裂变元素组成等，需要进一步的检验方法。
四、反应堆压力容器材料辐照损伤
1.影响反应堆压力容器材料辐照脆化的因素
目前核电厂反应堆压力容器材料选用的Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢，主要有满足ASMESA-508 标准要求的SA508 Gr.3合金钢和满足RCC-M M2111标准要求的16MND5合金钢。根据压力容器的服役环境，此类型合金钢具有足够的强度和断裂韧性，良好的焊接性能以及大锻件的组织均匀性，且具有优良的抗中子辐照脆化性能。
压力容器材料的辐照损伤主要机理是: 高能粒子和金属的点阵原子发生一系列碰撞，从而在金属内部产生大量的点缺陷，点缺陷的存在同时将影响晶体中位错的运动，这会使金属发生硬化，表现为屈服强度提高，也会导致体心立方金属韧性－脆性转变温度上升，使材料经长期辐照后在其使用温度下变为脆性材料，即引起材料的辐照硬化和辐照脆化。因此反应堆压力容器材料的中子辐照损伤主要表现为韧脆性转变温度升高、屈服强度增大和断裂韧性值降低等，脆化影响因素主要包括: 中子能谱、快中子注量、材料成分、辐照温度和微观结构特性等。
（1）材料成分因素:
压力容器低合金钢中的各合金元素或大或小都有增大钢的辐照脆化趋势，但合金元素是细化晶粒、提高淬透性和减小回火脆性以及保证综合性能所必需的，即不可缺少的，因此有必要研究主要影响元素的作用机理，以得到各自的含量限值。如镍元素，铜元素，磷、硫元素，钒元素。
（2）快中子注量
快中子(E＞1MeV)注量是影响材料辐照脆化的一个重要因素，随着中子注量增加，更多的晶格原子受中子撞击，产生点缺陷的数量随之增多，使得脆化效应增大。这种效应一般在3×1019 n/cm2之后逐渐趋于饱和，表现为相应曲线的平台产生。
（3）辐照温度
辐照效应随温度的变化一般是相反的关系，即温度愈高，辐照效应愈小。主要原因是温度的提高，有利于间隙原子与空位的结合，从而减少点缺陷的数量。核反应堆压力容器的寿期末退火法恢复韧性即利用加热到高于辐照温度时，辐照缺陷将会部分消失，使辐照效应得到一定恢复。
（4）微观结构特性
金属的晶粒尺寸和金相组织等微观结构特性，会影响材料受辐照脆化效应的大小。一般来说组织细小的材料其辐照敏感性相应较小。综合几方面因素可以看出，在除了从结构设计上尽量降低反应堆压力容器承受的快中子注量外，重点要考虑控制材料的化学成分以使得材料具有足够高的韧性储备及低的快中子辐照脆化敏感性。
2.减小辐照效应的措施
（1）化学成分控制和加工方面
钢的辐照效应是由于快中子使晶格原子离位，产生许多点缺陷及其聚集而成的缺陷团造成的。这些缺陷团无序的分布在晶体中可能部分与辐照敏感元素结合形成复合的复杂缺陷，它们产生应变能.使位错启动和运动受阻，从而引起硬化、强化和脆化。电子显微分析发现，辐照可以加速有害元素的扩散，及与点缺陷的复合，形成富Cu沉淀、P偏析以及形成稳定的集体缺陷团，这些缺陷与辐照硬化和脆化有密切的关系。
经过对KPv辐照效应研究.需严格控制材料的冶炼和加工过程.才能达到在提高韧性的时减小辐照脆化效应的目的：
①冶炼时严格控制原料中有害杂质和辐照敏感元素（P，Cu）的含量，是减少辐照脆化的主要途径。因此，应选择低磷、低铜和杂质元素含量少的优质精料来制备反应堆的KPV。
②真空除气要充分，尽量减少气体，尤其是O和N，以便减少非金属夹杂物，提高钢的纯净度，但要注意AI/ N比，最好在1. 2~1. 8之间。
③尽量降低Cu的含量，以减小Cu-Ni，Cu-P的交互辐照脆化。若降低Cu实在有困难，降低P含量，使其控制在0. 005%以下，同时，可适当放宽Cu的含量，但不宜超过0. 06%。
④尽量减少钢中的非合金化元素，尤其是硅。
⑤在满足韧性要求下，Ni含量不宜过高，取中上限为宜；在满足强度要求下，C取中限较好。若为了改善钢的韧性而需要提高Ni含量的时候，应该尽量降低Cu、P含量。
⑥选择合适的锻压比，锻压后的组织最好是等轴晶，晶粒越细越好，奥氏体化温度不宜过高，热处理组织最好是细晶粒下贝氏体。
（2）辐照后退火
RPV钢的辐照脆化比较明显，但若加热到高于辐照温度时，内部缺陷将会重新排列，使部分或者全部辐照缺陷消除，从而使脆化效应得到一些恢复。但是，恢复效应并非仅在辐照后退火时才有，实际是同时发生的，即辐照脆化是损伤与退火一者平衡的结果。
由于核电站设计温度高于运行温度，如能实现高工况现场退火，将会有很大的工程价值，对确保反应堆安全、延长使用寿命等有实用意义。因此国外对辐照后退火进行了大量研究，得出以下结论:
①辐照敏感的钢比不敏感的钢容易退火，因为后者辐照缺陷的稳定性比较高；
②高温辐照缺陷的退火比低温辐照恢复效应慢；
③退火温度高，恢复效果好；退火时间越长，恢复效应越明显；
④循环进行辐照和退火，其结果和单次辐照退火相似。
五、总结
反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的材料辐照损伤问题直接关系到反应堆运行的稳定安全，通过对燃料芯块辐照损伤机理，反应堆包壳辐照损伤的机理，压力容器辐照损伤因素及减小辐照效应的措施的分析，更深入了解材料安全问题的重要性，在未来的反应堆建设建造过程中需要着重考虑。
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反应堆材料辐照损伤概述 【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料 一、引言 随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。 关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。 二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤 1.燃料芯块的结构与辐照损伤 水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。 燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。 2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。 燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。 3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀 辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡
辐照效应（radiation effects） 固体材料在中子，离子或电子以及γ射线辐照下所产生的一切现象。辐照会改变材料的微观结构，导致宏观尺寸和多种性质的变化，对核能技术或空间技术中使用的材料是个重要问题。在晶体中，辐照产生的各种缺陷一般称为辐照损伤。对于多数材料而言，主要是离位损伤。入射离子与材料中的原子核碰撞，一部分能量转换为靶原子的反冲动能，当此动能超过点阵位置的束缚能时，原子便可离位。最简单的辐照缺陷是孤立的点缺陷，如在金属中的弗仑克尔缺陷对（由一个点阵空位和一个间隙原子组成）。级联碰撞条件下，在约10 nm 直径的体积内产生数百个空位和数百个间隙原子。若温度许可，间隙原子和空位可以彼此复合，或扩散到位错、晶界或表面等处而湮没，也可聚集成团或形成位错环。 一般地说，电子或质子照射产生孤立的点缺陷。而中等能量 (10-100KeV)的重离子容易形成空位团及位错环，而中子产生的是两种缺陷兼有。当材料在较高温度受大剂量辐照时，离位损伤导致肿胀，长大等宏观变化。肿胀是由于体内均匀产生的空位和间隙原子流向某些漏（如位错）处的量不平衡所致，位错吸收间隙原子比空位多，过剩的空位聚成微孔洞，造成体积胀大而密度降低。辐照长大只有尺寸改变而无体积变化，仅在各向异性显著的材料中，由于形成位错环的择优取向而造成。离位损伤造成的种种微观缺陷显然会导致材料力学性能变化，如辐照硬化、脆化以及辐照蠕变等。辐照缺陷还引起增强扩散，并促使一系列由扩散控制或影响的过程加速进行，诸如溶解，
沉淀，偏聚等，并往往导致非平衡态的实现。对于某些材料如高分子聚合物，陶瓷或硅酸盐等，另一类损伤，即电离损伤也很重要。入射粒子的另一部分能量转移给材料中的电子，使之激发或电离。这部分能量可导致健的断裂和辐照分解，相应的引起材料强度丧失，介电击穿强度下降等现象。 结构材料中子辐照后主要产生的效应 ·1）电离效应：指反应堆中产生的带电粒子和快中子与材料中的原子相碰撞，产生高能离位原子，高能的离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使电子跳离轨道，产生电离的现象。从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快就会被金属中共有的电子所补充，因此电离效应对金属材料的性能影响不大。但对高分子材料会产生较大影响，因为电离破坏了它的分子键。 2）离位效应：中子与材料中的原子相碰撞，碰撞时如果传递给阵点原子的能量超过某一最低阈能，这个原子就可能离开它在点阵中的正常位置，在点阵中留下空位。当这个原子的能量在多次碰撞中降到不能再引起另一个阵点原子位移时，该原子会停留在间隙中成为一个间隙原子。这就是辐照产生的缺陷。 3）嬗变：即受撞的原子核吸收一个中子，变成一个异质原子的核反应。中子与材料产生的核反应（n，α），（n，p）生成的氦气会迁移到缺陷里，促使形成空洞，造成氦脆。 4）离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态。这是在高能中子辐照下，产生离位峰，随后又快速冷却的结果。无序
精心整理 射频辐射有哪些危害 什么是射频辐射 射频辐射即无线电波，是频率在100kHz～300GHz，波长在1mm～3km的电磁波，属于电磁辐射中能量较小，波长较长的频段。射频辐射按照波长分为高频电磁 率由 当人接近和使用上述应用射频辐射工作的仪器时就可能接触到射频辐射。 射频辐射的对人体的影响 射频辐射对人体的影响主要是热效应和非热效应两方面。
热效应是指，一定强度的辐射照射生物体组织达到一定时间，会导致人体组织局部或全身体温升高，其结果可能损伤人体的器官和组织。这是射频辐射可能导致比较严重辐射伤害的效应，可能造成男性性功能减退，精子质量下降或死精。 非热效应是指，不足以引起人体产热而产生的健康效应，包括辐射对人体神经系统和内分泌系统的作用，辐射对生物膜直接作用。非热效应可能造成人感觉乏力，睡 射频辐射的急性危害是防辐射比较少提及的一种辐射危害。如上一段所述，普通大众受到急性危害的机会不大，有可能遇到高强度电磁辐射的人主要是从事相关职业的专门工作人员。射频辐射的急性危害主要是短时间内过量接触辐射引起的，
受到辐射伤害症状明显且严重。受到急性辐射危害的症状除了有严重的神经衰弱，心血管系统和植物神经功能紊乱以外，还可能出现可复性视力减退等。 受到射频辐射的急性危害的人不在少数，国内外都有这样的病例。比如国内有一名从事经常可能接触射频辐射工作的专业人员，在发射机旁边连续工作10小时，工作结束时感到头昏、口干舌燥、心跳加快、全身无力，当晚失眠，之后又出现耳鸣、 2.尽可能远离辐射源。在屏蔽有困难时，操作人员可采用自动或半自动的远距离操作；在辐射源周围设置明显标志，禁止无关人员靠近；并根据微波发射有方向性的特点，接近辐射源的人员应选择辐射强度最小的部位，避免从辐射正前方接近。
第五章辐照效应
辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。 辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。其理论比较复杂、模型和假设也比较多。其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。
5.1 辐照损伤 1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型 反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应： 1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。
2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核 反应。即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。例如： 嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。 He Li n B 42731010 5+→+H N n O 1116 7168 +→+
Applied Physics 应用物理, 2018, 8(2), 141-150 Published Online February 2018 in Hans. https://www.doczj.com/doc/1515226616.html,/journal/app https://https://www.doczj.com/doc/1515226616.html,/10.12677/app.2018.82017 Research Progress of Irradiation Damage for GaAs Materials and Devices Bingkun Chen, Huimin Jia*, Xue Chen, Dengkui Wang, Xuan Fang, Jilong Tang, Dan Fang, Xinwei Wang, Xiaohua Wang, Zhipeng Wei State Key Laboratory of High Power Semiconductor Laser, Changchun University of Science and Technology, Changchun Jilin Received: Feb. 8th, 2018; accepted: Feb. 21st, 2018; published: Feb. 28th, 2018 Abstract As a kind of III-V semiconductor materials, GaAs, with direct band gap and high carrier mobility, has a good anti-radiation ability, and makes an important candidate for the preparation of space devices. However, when the semiconductor devices were working in space, they will be affected by the radiation of the complex space particles, resulting in the degradation of the device perfor-mance, the decrease of the reliability and the limitation of the lifetime. Therefore, it is of great sig-nificance to analyze the irradiation effect damage of the GaAs material. This paper reviews the re-search progress on the damage effect of different particle materials on GaAs materials and devices, and expounds the influence of different particle irradiation sources on the structure and lumines-cent properties of GaAs. This paper has practical significance for the further application of GaAs materials in space environment. Keywords GaAs, Irradiation Damage, Electron Irradiation, Proton Irradiation, Ion Irradiation GaAs材料及器件的辐照损伤研究进展 陈炳坤，贾慧民*，陈雪，王登魁，方铉，唐吉龙，房丹，王新伟，王晓华， 魏志鹏 长春理工大学高功率半导体激光国家重点实验室，吉林长春 收稿日期：2018年2月8日；录用日期：2018年2月21日；发布日期：2018年2月28日 *通讯作者。
失效分析 机电工程学院 何敏 U n R e g i s t e r e d
“失效分析”课程简介 对广大同学而言，失效和失效分析也许是一个陌生的概念。然而在我们的周围，大到各种机械零件，工程设备，运输机械，锅炉、压力容器等，小到生活、学习、娱乐场所的各类设施，我们手头的各种电子器件等等，不管你意识到没有，失效却总是在发生着。 失效——各类机电产品的机械零部件、微电子元件和仪器仪表等以及各种金属及其它材料形成的构件（工程上习惯地统称为零件，以下简称零件）都具有一定的功能，承担各种各样的工作任务，如承受载荷、传递能量、完成某种规定的动作等。当这些零件失去了它应有的功能时，则称该零件失效。失效给我们造成巨大的甚至是无法挽回的损失；而失效分析则可以有效地避免或减少这些损失。 U n R e g i s t e r e d
11 零件失效即失去其原有功能的含义包括三种情况： 失效failure “失效”与“事故” 要区分“失效”与“事故”，这是两个不同的概念。事故是一种 结果，其原因可能是失效引起的，也可能不是失效引起的。同样，失效可能导致事故的发生，但也不一定就导致事故。 （1）零件由于断裂、腐蚀、磨损、变形等而完全丧失其功能； （2）零件在外部环境作用下，部分的失去其原有功能，虽然能够工作，但不能完成规定功能，如由于磨损导致尺寸超差等； （3）零件虽然能够工作，也能完成规定功能，但继续使用时，不能确保安全可靠性。如经过长期高温运行的压力容器及其管道，其内部组织已经发生变化，当达到一定的运行时间，继续使用就存在开裂的可能。 U n R e g i s t e r e d
金属材料的组织与性能10μm 组织是指用金相观察方法观察材料内部时看到的涉及晶体或晶粒大小、方向、形状排列状况等组成关系的组成20钢退火态组织照片304不锈钢SEM照片变形304钢TEM照片AFM/MFM图像 250nm α'γ 纳米晶粒与重原子探针团簇 100 nm 纳米复合铁素体合金 三叉晶界 10 晶界
1 2 3孪晶结构 1. 70%Cu-30%Zn合金孪晶结构 2. 奥氏体不锈钢的孪晶结构 3. 奥氏体不锈 钢的孪晶结构 位错结构 1. TEM下观察到316L不锈钢(00Cr17Ni14Mo2)的位错线与位错缠结 2. 马氏体钢固溶处理后急冷残余奥氏体中的位错 011 g 200 nm 3. Fe-40at%Al(B2)单晶体室温变形后的位错结构。 塑性应变ε= 13 %, 位错密度ρ= 2.4×1010cm-2. 镍中的位错共析钢-珠光体 球化珠光体 低碳钢-珠光体 1.4% carbon steel 铁素体Ferrite
含部分残余奥氏体的马氏体Fe-30Ni-0.31C钢的马氏体 针状马氏体 以德国科学家Adolph Martens命名的
Fe-0.43C-2Si-3Mn钢部分转变形成的上贝氏体组织 (a) 光学显微照片(b,c) 明场和暗场像(d) 羽毛状组织(a)光学显微照片(b) TEM照片 普通碳钢的下贝氏体组织 A类，碳化物在晶界析出B类，重结晶后，碳化物 在原始晶界网状析出B类，重结晶后，碳化物在 晶内和原始晶界网状析出非晶体
纯铁的显微组织晶界、晶粒、取向 空间点阵、晶格 β≠90° 空间点阵几何规律的基本空间单元， 一般取最小平行六面体。 面心立方(fcc) 体心立方(b cc)密排六方(h cp a(c/a=1.63 4 3 4 a 2 34 a c + 2 6 2 8 12 0.74 0.68 0.74 1212 0.2 0.291R0.225R 6 6 0.40.154R<10 0.633R<1100.414R 面缺陷
全国核技术及应用研究学术研讨会院青年科协专题分会场 燃料元件的辐照特性 刘晓1,2 , 卢铁城2 ,钱达志1 （1.中国工程物理研究院核物理与化学研究所，四川绵阳 621900） 2.四川大学物理科学与技术学院，四川成都610064） 摘要：燃料元件的辐照特性与反应堆的安全性和经济性有着密切的关系。文章介绍了燃料元件在辐照过程中的微观结构变化，分析了辐照过程中燃料元件的宏观特性变化的机理和影响因素，以及宏观性能的变化对反应堆安全的影响，并对研究燃料元件辐照特性的方法作了比较，指出利用计算机模拟的方法来研究燃料元件辐照过程的宏观特性变化是可能的。 关键词：燃料元件、辐照肿胀、辐照蠕变、辐照硬化、辐照脆化、计算机模拟 The Irradiation Properties of Fuel Elements LIU Xiao1,2, Lu Tie-cheng2 ,QIAN Da-zhi1 1 China Academy of Engineering Physics, Mianyang 621900,China; 2 College of Physical Science and Technology, Sichuan University, Chengdu 610065, China Abstract: The irradiation properties of fuel elements have a close connection with a safe and economic reactor. In this paper we introduce the microstructural evolution of fuel elements and analyse the mechanisms and factors of fuel elements in a radiation environment. We compare the investigated methods for fuel elements and point out it is possible to predict the macroscopical properties by computer modeling in an intense radiation field. Key words: fuel elements , irradiation swelling, irradiation creeping, irradiation hardening , irradiation embrittlement, computer simulation. 引言 能源是人类生存和发展的重要资源，也是人类生产和生活的物质基础。随着传统的不再生资源的消耗，核能的地位显得越来越重要，而燃料元件在辐照过程中宏观性能的变化直接影响着核电的安全性和经济性。在美国首先建造第一个反应堆时，金属铀、石墨各向异性的辐照生长，直接威胁到反应堆的安全和生产堆的成败。Fermi在1946年指出“核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐照场下的行为”。在其后几十年中，核动力堆、核电站、快堆和聚变堆的发展，都证实了Fermi的断言。在核电站发展过程中，元件破损造成放射性泄漏，导致几次发展核电站的起伏。早期由于Zr合金包壳结构、氢化和针形腐蚀造成大量放射性泄漏，阻碍了核电站的发展，当改进Zr合金成分和组织时，氢化和针形腐蚀获得解决，核电站得到了长足发展；可是1970年左右， 为了减少UO 2芯块肿胀和裂变气体释放，增加了芯块的空隙率，结果造成了UO 2 燃料 芯块辐照密实，导致元件坍塌、弯曲和破损，不得不暂停中止已建成的核电站的启用，直至问题的解决[1]。 现在的核电反应堆主要燃料是天然235U，由于天然铀资源有限，只能满足核电几十年的需要[2]。目前的热中子反应堆只利用了铀资源的1%左右[3]，造成铀资源利用低的一个重要原因是燃料元件的燃耗不能太深。因为铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料元件辐照特性的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，
辐射损伤机理 辐射对机体损伤效应的影响因素 辐射因素 ★辐射量大小 ★辐射类型 ★照射方式 ★受照部位和面积 机体因素 ★辐射敏感性与细胞增值率正比，与分化程度成反比 ★细胞周期不同辐射敏感性也不同，DNA合成期敏感性高 一般照射情况 ★内照射时：α＞β＞γ ★外照射时：γ＞β＞α ★外照射情况下：人体剂量分布受入射辐射角分布、空间分布以及辐射能谱影响，并与人体受照射姿势及在辐射场内的取向有关； ★内照射情况下：取决于进入人体内的放射性核素种类、数量、核素理化性质、在体内沉积的部位以及在相关部位滞留的时间等物理因素有关。 钚、碘案例 长崎案例调查 辐射致癌？ ★癌症有一定潜伏期，实体瘤潜伏期为20-30年，甲状腺瘤潜伏期为十几年，白血病是5-8年。过了这些年再得癌症基本和辐射无关。 ★实践中，辐射致癌也只能采用流行病学的统计方法来研究特定人群特定异常的发生率。职业性放射性疾病目录 外照射急性放射病（acute radiation sickness from external exposure）是指人体一次或短时间(数日)内受到多次全身照射，吸收剂量(absorbed dose)达到1Gy以上外照射所引起的全身性疾病。
急性放射病的诊断（GBZ104-2002标准） 1）根据明确的大剂量照射史； 2）初期表现、血象检查结果； 3）估算受照剂量：准确地估算患者接受的剂量的大小，如能确定剂量的大小，放射病的诊断即可成立，并可对预后进行评估。 急性放射病的治疗 针对病程的各期特点，采用中、西医结合对症综合治疗。主要包括： 1）防感染、防治出血； 2）改善微循环； 3）造血干细胞移植和应用细胞因子； 4）维持水、电解质平衡。 外照射亚急性放射病（subacute radiation sickness from external exposure ） 是指人体在较长时间(数周到数月)内受电离辐射连续或间断较大剂量外照射，累积剂量大于1Gy时所引起的一组全身性疾病 外照射慢性放射性病(chronic radiation sickness from external exposure) 指放射性工作人员在较长时间内连续或间断受到超当量剂量(dose equivalent) 限值（0.05Sv）的外照射，累积剂量超过1.5Sv以上，引起的以造血组织损伤为主并伴有其他系统改变的全身性疾病 内照射放射性(internal radiation sickness) 是指大量放射性核素进入体内，作为放射源对机体照射而引起的全身性疾病。 内照射放射病比较少见，临床工作中见到的多为放射性核素内污染，即指体内放射性核素累积超过其自然存量 内照射对机体的辐射作用 特点： 1）放射性核素在体内持续作用； 2）新旧反应与损伤和修复并存； 3）临床上无典型的分期表现； 4）靶器官的损伤明显； 5）可以造成远期效应。 放射性复合伤(combined radiation injury) 指在战时核武器爆炸和平时核事故发生时，人体同时或相继发生以放射损伤为主的复合烧伤、冲击伤等的一类复合伤。辐射损伤常与机械、热或化学损伤一起发生，这种复合作用可使预后不好，死亡率明显增加。 根据受照剂量和其它因素，可将辐射复合损伤分类如下： 1）放烧(热)复合伤：外照射和（或）内照射复合热烧伤； 2）辐射机械复合伤：外照射和（或）内照射复合外伤、骨折，或出血； 3）辐射化学复合伤：外照射和（或）内照射复合化学灼伤或化学中毒 TIPS： 1）迅速撤离污染区； 2）急救：包括止血、包扎、骨折固定、防休克、防窒息； 3）早期预防感染； 4）保护和改善造血系统防止出血；