壓力容器是核電廠運行中的關鍵設備之一,是防止放射性泄漏的重要屏障之一。對壓力容器的鋼來說,如下幾種與老化相關的機械性能的退化機制導致了在長期運行過程中的安全隱患:輻照脆化、熱時效、高溫脆化、疲勞、輻照促進腐蝕等。
A)輻照脆化
其中最為重要的退化機制是輻照脆化。許多研究表明壓力容器鋼在反應堆中子輻照環(huán)境中,韌-脆轉變溫度(DBTT)隨著輻照而升高,使得材料容易發(fā)生脆性斷裂,影響整個核電廠的安全運行。并且,由于堆型的不同,對壓力容器鋼的性能要求也不同。
B)輻照脆化機制
最重要的脆化機制是由輻照引起的納米級的結構位錯引起的。其過程主要包括(a)在級聯(lián)過程中點陣缺陷的形成;(b)缺陷的遷移及其導致的溶質原子的擴散加速形成團簇等缺陷團聚;(c)這些納米級缺陷引起的位錯釘扎;(d)穿晶裂紋;(e)應力集中;硬化引起的韌-脆轉變溫度(DBTT)升高。
在反應堆環(huán)境中,中子與點陣原子的相互作用不但產(chǎn)生間隙-空位對(一對Frenkel缺陷),若初級離位原子的能量足夠大,將繼續(xù)在點陣中與其他原子發(fā)生碰撞并使其離開點陣位置,稱后者為二級碰撞原子。當二級碰撞原子能量足夠大時發(fā)生三級碰撞。以此類推,形成一個“級聯(lián)碰撞”過程。在這個過程中形成的大部分間隙原子及空位都會迅速復合,而有一小部分會結合形成缺陷。
在壓力容器環(huán)境下,這些缺陷還可以擴散較長距離。在擴散過程當中,這些間隙、空位及其他雜質原子重新結合或被陷阱俘獲,稱為“點陣損傷”。
同時,空位及間隙的增多也會大大提高溶質原子的遷移率,使得Cu原子的析出率大大提高。原因是Fe-Cu二元系為互不溶體系,在300℃左右Cu的溶解度小于0.01%,該值遠小于鋼中Cu含量。Cu原子可以遷移到空位,通過與空位交換位置進行遷移,當兩個Cu原子相遇時會結合在一起,這些與基體共格的Cu沉淀增大到一定大小時,會脫離基體,形成非共格沉淀。許多研究表明,在BCC鐵基體中,Cu的結構變化是BCC→9R→FCC。在鋼中形成許多納米級的富Cu沉淀相。與此同時,Ni、Mn、Si、P等溶質及雜質也會富集在Cu周圍形成沉淀。最近的研究也表明,在幾乎不含Cu的鋼中,也存在由Mn、Ni等雜質富集形成的團簇。富Cu沉淀是輻照脆化產(chǎn)生的最重要的因素。
輻照增強擴散除了促進富Cu沉淀形成之外,還可能導致其他溶質,如Ni、Mn、Si等的原子形成團簇。原因是這些原子在團簇中的能量比在基體中更低。其中,Ni對輻照脆化有著非常重要的影響,但機理迄今為止仍不明確。其中一個機制是,Ni在低Cu或者不含Cu的鋼中會形成鎳錳沉淀,另外一種機制是Ni在富Cu沉淀外圍富集降低其表面能,從而使得沉淀更穩(wěn)定。許多研究也表明,Mn對輻照脆化的影響很大。在同樣Ni含量的合金中,含Mn的鋼材料在輻照后的脆化現(xiàn)象嚴重得多。
納米級的缺陷成為阻礙位錯移動的因素,致使鋼的塑性變形應力提高。而最重要的輻照脆化機制就是屈服強度的提高(△σy)。在含Cu鋼中主要的納米結構是富Cu-Mn-Ni團簇及某些富Mn、Ni團簇;在無Cu鋼中主要的納米結構為點缺陷、位錯環(huán)及其他小尺寸沉淀等。由某種結構的納米結構引起的屈服強度的提高可由下表示。由其可見,某種結構j對屈服強度的提高取決于其半徑rj、數(shù)量密度Nj、體積分數(shù)fj及強化因子αj。
式中,TF是泰勒因子,約等于3;u為Fe的剪切模量,約等于80GPa;b是柏氏矢量,約等于0.248nm。強化因子αj因不同種類的納米結構而異。
當屈服強度σy足夠大時,裂紋尖端的應力集中達到某個極限σ*時發(fā)生斷裂。由于σy隨著溫度的增加而減少,塑-脆轉變在滿足下式時發(fā)生。
式中,M是常數(shù)。沉淀及富集引起的脆化中,σy增大,使得滿足下式時發(fā)生轉變,即塑-脆轉變溫度升高。
在某些鋼中,P在晶界的富集可能導致晶界的弱化,使得容易在晶界產(chǎn)生初級裂紋。這并不導致材料硬度的增加,因此被稱為非硬化脆化。這樣的脆化會引起晶界裂紋而不是穿晶裂紋。P的富集是減小σ *,致使塑-脆轉變溫度升高但并不會引起強度變化。P在晶界的富集在很多研究中發(fā)現(xiàn),但是由其導致晶界裂紋的證據(jù)尚不很充足。
C) 高強度低合金鋼大型鍛件中的氫脆現(xiàn)象
鋼中的氫是一種有害但又難以完全避免的雜質元素,它對鋼的危害主要是引起鍛件塑性、韌性的降低,嚴重時會導致鍛件中出現(xiàn)白點(氫致發(fā)裂),造成整個鍛件的報廢,這種現(xiàn)象被稱為氫脆,一般認為氫對高強度低合金鋼的影響最為顯著。
鋼中的氫脆屬于應變時效型脆化,也稱為滯后破壞,表現(xiàn)為在應力作用一段時間后鋼發(fā)生毫無征兆的脆斷,斷口較平滑,大多數(shù)情況下為沿晶斷裂。在腐蝕及輻照的聯(lián)合作用下,氫脆更容易發(fā)生。需要通過原料的精選、真空冶煉、合適的加工熱處理加以防范。
結語:目前對于反應堆壓力容器鋼的輻照特性已經(jīng)有相當成熟的理論模型和實測數(shù)據(jù)。壓力容器鋼輻照后的DBTT也是決定核電廠是否可以延壽的主要指標之一。這是因為大多數(shù)的核電廠,除了反應堆的壓力容器外,其他部件都是可以更換的,就好比一輛汽車,除了發(fā)動機以外,都是可以通過換新保養(yǎng)維持在一個很好的狀態(tài)的。而如果發(fā)動機不行了,那一般就直接報廢了。
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