Влияние облучения на механические свойства материалов реферат

Обновлено: 02.07.2024


Облучение может сильно повлиять на механические свойства материалов ядерных реакторов, на конструкцию, режим работы, эксплуатационные характеристики и безопасность реактора. Необходимо подчеркнуть, что большинство данных по механическим свойствам относится к топливу и конструкционным материалам, составляющим наиболее важные компоненты ядерного реактора. В п. 2.3.1 уже обсуждались прочностные, пластические, вязкие свойства и структурная (или механическая) стабильность материалов.

Рис. 5.14. Влияние облучения на диаграмму растяжения типичной конструкционной стали:
(А, А - пределы упругости; В, В - пределы текучести; С, с' - пределы прочности)
Рис. 5.15. Влияние облучения на диаграмму растяжения алюминия и его сплавов:
А, А - условный предел упругости (0,2% остаточной деформации); В, B' - номинальный предел текучести; С, C' — предел прочности)

Здесь же на основе экспериментальных данных анализируется влияние облучения на прочность, пластичность, твердость, ползучесть, усталостную прочность, растрескивание и другие механические свойства различных материалов.

  1. Прочность. Механическая прочность, главным образом, конструкционных материалов определяется обычно по диаграммам растяжения в координатах напряжение—деформация. На рис. 5.14 показаны диаграммы растяжения типичной конструкционной стали до и после облучения, а на рис. 5.15 — диаграммы растяжения алюминия и его сплавов. Кривые рис. 5.14 являются типичным примером диаграмм растяжения пластичного материала, а кривые рис. 5.15 — хрупкого. Для первых характерно наличие предела упругости и площадки текучести в необлученном состоянии, у последних нет ясно выраженного предела упругости и площадки текучести как в необлученном, так и в облученном состояниях. Это различие в кривых растяжения облученных и необлученных пластичных и хрупких материалов выражено достаточно ясно.

Для иллюстрации влияния облучения на свойства нержавеющей стали представлены результаты испытания растяжением этой стали соответственно при 350 °С без отжига (рис. 5.16) и при 600 °С с отжигом после облучения при 980 °С, 1 ч (рис. 5.17).
Зависимости прироста пределов текучести от флюенса нейтронов для циркалоя-2 и сплава Zr — 2,5% Nb по массе, полученные при одноосном растяжении и испытаниях трубчатых образцов под внутренним давлением приведены соответственно на рис. 5.18 и 5.19. На рис. 5.20 показано влияние облучения на прирост предела прочности при испытаниях трубчатых образцов из сталей 304SS и 316SS под внутренним давлением. Стали типа AISI348 обычно применяют в качестве основного и сварочного материала корпусов реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.


Циркалой-2 — материал оболочек твэлов кипящих водяных реакторов или труб высокого давления тяжеловодных реакторов. Сплав Zr — 2,5% Nb по массе рассматривается как перспективный материал оболочек твэлов или труб реакторов тех же типов с высокими рабочей температурой и внутренним давлением.
Повышение пределов прочности и текучести конструкционных материалов при облучении быстрыми или топовыми нейтронами сопровождается увеличением твердости и падением пластичности.

Рис. 5.20. Прирост тангенциального предела прочности нержавеющих сталей с ростом флюенса быстрых нейтронов (испытания при 550 °С трубчатых образцов): 1 — сталь 316 SS, 2 — сталь 304 SS
Рис. 5.21. Влияние облучения на пластичность стали 316 SS при различных температурах

  1. Пластичность. Пластичность является очень важным механическим свойством, определяющим способность конструкционных материалов (углеродистых и нержавеющих сталей, циркониевых сплавов) проявлять свою текучесть и деформируемость перед разрушением. Мерой пластичности служит относительное удлинение или относительное сужение поперечного сечения, выраженное в процентах. На рис. 5.21 приведена типичная зависимость равномерного удлинения (или сужения) нержавеющей стали AISI316 от флюенса быстрых нейтронов. На рис. 5.22 показано влияние облучения на равномерное удлинение сплавов U—Al. Результаты, представленные на рис. 5.23 и 5.24, свидетельствуют о снижении равномерного удлинения материала твэлов и корпусов давления реакторов на быстрых нейтронах и уменьшении деформации до разрушения материала оболочек и труб высокого давления кипящих водяных и тяжеловодных реакторов. Приведенные результаты говорят о снижении пластичности топливных и конструкционных материалов с ростом флюенса быстрых или тепловых нейтронов.

Итак, при нейтронном облучении наблюдается падение пластичности и повышение механической прочности реакторных материалов, в частности конструкционных материалов оболочек твэлов, корпусов давления, управляющих стержней реакторов деления, первой стенки реактора синтеза и т.д. Все это следует учитывать при конструировании энергетических реакторов и при оценке их эксплуатационных характеристик, экономичности и безопасности работы.


Рис. 5.22. Влияние облучения на пластичность (удлинение) уран-алюминиевых сплавов при 300 С:
1 — сплав Al — 15% U; 2 — сплав Al — 5% U по массе



Рис. 5.23. Влияние облучения на длительную пластичность отожженных сталей 316 SS (сплошные кривые) и 304 SS (штриховая кривая) при различных температурах облучения

Рис. 5.24. Зависимость пластичности сплава циркония (серия трубчатых образцов, испытанных в реакторе Halden) от выгорания топлива
Рис. 5.25. Изменение твердости уран-алюминиевых сплавов с ростом выгорания топлива

5.10.3. Радиационное упрочнение и охрупчивание. Падение пластичности реакторных конструкционных материалов есть прямое следствие радиационного упрочнения и охрупчивания. Радиационное упрочнение приводит к повышению пределов текучести и прочности и падению пластичности. Радиационное охрупчивание, обусловленное примесными атомами (Не, Н, N и др.) — продуктами ядерных превращений, перераспределением химических элементов под облучением и другими факторами, может оказаться причиной хрупкого разрушения основных конструкций реактора. Предварительный анализ и обсуждение показывают, что радиационное упрочнение и охрупчивание связаны с основными дефектами кристаллической структуры материалов: вакансиями, междоузлиями, дислокациями и атомами примесей.



Рис. 5.26. Радиационное упрочнение реакторных нержавеющих сталей 304 SS (светлые точки) и 316 SS (темные точки) при различных температурах
Рис. 5.27. Наработка Не в нержавеющей стали 347 SS (А) и в Ni (О, •) при облучении быстрыми (•) и тепловыми нейтронами

На рис. 5.25 показано влияние облучения на твердость сплавов AI—U (с 10, 15 и 20% U по массе), а на рис. 5.26 — на твердость конструкционных материалов — нержавеющих сталей 304 и 316. Кривые — результат эксперимента, они характеризуют типичную закономерность процесса радиационного упрочнения.
Обычно о радиационном охрупчивании нержавеющих сталей упоминают как о гелиевом охрупчивании и циркониевых сплавов — как о водородном. Гелий образуется, главным образом, в результате ядерных реакций типа (л, а), (п, п а), a водород - в основном по реакции (л, р) ив результате радиолиза воды в активной зоне реактора. Вообще, генерация примесных атомов, образующих пузыри (как 4Не) или растворы внедрения (как Н, N), может привести к охрупчиванию реакторных материалов, особенно конструкционных.
На рис. 5.27 показана зависимость наработки гелия в никеле (или в содержащей этот никель нержавеющей стали) при облучении быстрыми или тепловыми нейтронами от флюенса нейтронов. Зависимость наработки гелия от энергетического спектра быстрых нейтронов [2, 6] показана на рис. 5.28. Наработка гелия, в частности, в конструкционных материалах зависит от нейтронной обстановки в реакторе, т.е. энергетического спектра нейтронов и сечения реакций (л, а), (л, п а) или (л, р), в свою очередь зависящих от энергии нейтрона. Из рис. 5.27 видно, что сечение реакции (л, а) на тепловых нейтронах выше, чем на быстрых.



Любой конструкционный материал, подверженный радиационному упрочнению и охрупчиванию, может потерять большую часть пластичности и стать очень хрупким. При испытаниях на ударное растяжение экспериментально трудно получить кривые напряжение - деформация, подобные представленным на рис. 5.14 и 5.15. Для получения таких зависимостей используют метод ударных испытаний образцов с надрезом, с помощью которого измеряют энергию разрушения стандартного образца при его ударном нагружении. На рис. 5.29 хорошо виден эффект охрупчивания стали А533В в состояниях до (сплошная кривая) и после (штриховая) облучения тепловыми нейтронами (кривые построены по результатам испытаний образцов Шарли с V-образным надрезом).
На рис. 5.30 представлены результаты определения поглощенной образцами Шарли из стали А302В механической энергии в состояниях до (светлые кружочки) и после (темные кружочки нейтронного облучения. На обоих рисунках показано также смещение температуры вязкохрупкого перехода (Гхр) этих материалов в результате облучения. Кривые на рисунках отражают типичную картину радиационного упрочнения и охрупчивания материалов ядерных реакторов, особенно характерную для материалов корпусов реакторов.

  1. Изменение механических свойств и сдвиг температуры вязкохрупкого перехода. Эти эффекты важны с точки зрения эффективности и безопасности работы топливных стержней и корпусов реакторов. Температура вязко-хрупкого перехода, определяемая по результатам ударных испытаний образцов Шарли с V-образным надрезом (см. рис. 5.29 и 5.30), является полуколичественной характеристикой, определяющей наименьшую температуру, при которой обусловленное внутренним давлением и облучением напряжение в материале оказывается чрезмерно большим. Выше этой температуры хрупкое разрушение корпуса реактора невозможно. Однако нейтронное облучение может сместить Гхр корпусного материала в область рабочих температур.


Более детально влияние облучения на характеристики хрупкости (или пластичности) при ударных испытаниях и Гхр корпусной стали A350-LF3 показано на рис. 5.31 [7]. Здесь же отмечена и температура так называемой нулевой пластичности. Следует отметить, что на рис. 5.31 приведены результаты по сдвигам температуры наружных и внутренних слоев металла корпуса реактора, значения этих сдвигов оказались различными. Это явилось следствием разницы флюенсов нейтронов на внешней и внутренней сторонах корпуса.

Влияние облучения на изменение механических свойств и сдвиг температуры Тхр также связывают с основными дефектами кристаллической структуры: вакансиями, междоузлиями, дислокациями и атомами примесей.
5.10.5. Скорость ползучести и время до разрушения. Ползучесть - это медленная, пластическая и непрерывная деформация твердого материала под действием постоянной нагрузки и в большинстве случаев при повышенной температуре [8—12]. Ползучесть, вызываемая облучением и сопровождающаяся высокой пластичностью топливных и конструкционных материалов, называется радиационной. То, что скорость ползучести топлива и конструкционных материалов под облучением должна повыситься, было первоначально теоретически предсказано и экспериментально обнаружено на урановом топливе. В последнее время значительное внимание уделяется этому эффекту и в ядерных конструкционных материалах. Скорость радиационной ползучести может во много раз превышать скорость обычной термической ползучести (без облучения) того же самого конструкционного материала.
На рис. 5.32 приведена типичная кривая ползучести, характерная и для иеоблученных, и для облученных металлов и сплавов. На рис. 5.33 представлены кривые радиационной ползучести уранового топлива в состояниях после различных видов горячей обработки: горячей прокатки в области a-фазы при 500 °С (кривая 1); закалки в воду с 800 °С для фиксации гамма-фазы (кривая 2); отжига в области бета-фазы (кривая 3). Кривая 4 получена для необлученного урана. Для сравнения здесь же приведена кривая ползучести без облучения. Аналогично этому на рис. 5.34 показаны типичные кривые радиационной ползучести нержавеющих сталей AISI304 и AISI316. Кривые 1 и 2 — с облучением, кривые 3 и 4 — без облучения. Следует отметить, что большинство кривых на рис. 5.33 и 5.34 представляют собой первую и вторую стадии ползучести (см. рис. 5.32).


Рис. S.32. Типичная кривая ползучести металлического материала



Рис. S.33. Радиационная ползучесть урана в потоке тепловых нейтронов 6* х 10 нейтр./ (см 2 — с), температуре облучения 280 °С, напряжении растяжения 2 МПа в различных состояниях

Рис. 5.34. Кривые радиационной и термической ползучести нержавеющих сталей 304 SS (кривые 1,3 и 316SS (кривые 2, 4) при 460 °С, потоке быстрых нейтронов ~4,5 • 10” нейтр./ (см 2 — с) и напряжении ~120 МПа
Рис. 5.35. Влияние облучения в реакторе EBR-II до флюенса 1,2-10 22 нейтр./см 2 на длительную прочность стали 316SS при различных температурах. Штриховые кривые соответствуют необлученным контрольным образцам в отожженном состоянии

По достижении третьей стадии ползучести происходит образование третий и наступает разрыв образца. Время до разрушения определяется как промежуток времени от начала ползучести до окончания разрушения образца или рассматриваемого реакторного материала.
На рис. 5.35 показана зависимость времени до разрушения отожженной нержавеющей стали 316 в облученном и необлученном состояниях от температуры и уровня напряжения. Из приведенных данных ясно, что время до разрушения облученных образцов относительно короче времени, необходимого для необлученных отожженных контрольных образцов.
Вообще, предсказать скорость ползучести и время до разрушений основных компонентов ядерного энергетического реактора довольно трудно. По этой и другим причинам обычно на АЭС специальной службой надзора по определенным программам ведутся исследования образцов — свидетелей.

5.10.6. Усталостная прочность. Цикличность рабочей температуры и как следствие цикличность механических напряжений — неотъемлемая и характерная особенность ядерных реакторов деления и особенно синтеза при работе. Повторяющиеся термические и вызываемые ими механические циклы напряжения с размахом деформации Ае или напряжения До приводят к усталости, образованию трещин и разрушению реакторного материала при некотором числе циклов Nf.
В [11, 12] для расчетных оценок усталостной прочности ядерных конструкционных материалов предложены аналитические выражали, полученные из экспериментальных данных. Эти выражения связывают между собой размах общей (упругой и пластической) деформации Де и число циклов до разрушения Nf, а также Де с размахом напряжений До:

(5.15)
(5.16)
где Е — модуль упругости; о<>, т, у, z — параметры материала и условий эксперимента.
На кривых (рис. 5.36 и 5.37), построенных с использованием соотношений 5.15 и 5.16, показано влияние облучения на усталостную прочность нержавеющих сталей 304L (модифицированная титаном сталь 304 с низким содержанием углерода) и 316 соответственно [13]. Влияние облучения на усталостную прочность этих материалов при 750 °С несколько слабее, чем при 500 °С. В результате облучения усталостная прочность снижается (рис. 5.37).
В общем изменения под действием облучения механической прочности, пластичности (упрочнение и охрупчивание), температуры Гхр, скорости ползучести, длительной и усталостной прочности могут сильно повлиять на конструкцию, режим, эффективность и безопасность работы ядерного реактора.


Лекции


Лабораторные


Справочники


Эссе


Вопросы


Стандарты


Программы


Дипломные


Курсовые


Помогалки


Графические

Доступные файлы (1):

ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ НА МЕТАЛЛЫ И СПЛАВЫ


  1. подсчет количества и определение типов дефектов решетки, вызванных быстрыми нейтронами;

  2. определение степени изменений количества и характеристик дефектов различного типа, происшедших в результате отжига;

  3. выяснение взаимодействия между дефектами и решеткой, обусловившего наблюдаемые изменения свойств, возникшие в результате радиационных повреждений.

  1. наклепа в холодном состоянии;

  2. упрочнения твердого раствора;

  3. термообработки путем отжига (при этом интенсивность облучения рассматривалась как некоторый эквивалент увеличения температуры материала;

  4. охлаждения с высоких температур.

Таким образом, количественные ответы об изменениях в материалах внутри реактора могут быть получены только с помощью экспериментов.

^ ОБЪЯСНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО ВЫЯВЛЕНИЮ РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ

Имеется ряд соображений, основанных частично и на экспериментах, которые необходимо учитывать при оценке результатов выявления радиационных повреждений.

Очень важно помнить о различии между испытанием внутри реактора и испытанием после облучения.

При испытании внутри реактора изменения свойств определяют, когда материал находится в условиях, подобных тем, в которых он будет работать в конструкции.

При испытании после облучения определяют только остаточные изменения, которые остаются после того, как материал извлечен из реактора. Эти два вида испытаний не эквивалентны. Поэтому заключение о поведении данного материала внутри реактора на основе испытания после облучения можно делать лишь с большой осторожностью.

Другим обстоятельством является зависимость между изменениями свойств и дозой облучения(общим количеством нейтроном, которое приходится на квадратный сантиметр поверхности, - nvt). Нельзя считать, что изменение свойств всегда однозначно зависит от дозы облучения.

Так, например, развитие ползучести в образце за время его облучения в течение 1000 ч потоком в 10 13 (быстрых) nv может быть неэквивалентным поведению образца во время облучения в течение 100 ч потоком в 10 14 (быстрых) nv, хотя в обоих случаях доза облучения может быть одинакова и составлять, например, 3,6·10 19 (быстрых) nvt.

Результаты экспериментального исследования влияния облучения на физические свойства.

Бомбардировка нейтронами в основном незначительно изменяет ряд физических свойств металлов, облученных при комнатной и более высокой температурах. Это относится главным образом к металлам, имеющим низкую температуру плавления, в которых отжиг происходит быстро при сравнительно низких температурах. Исследования радиационных повреждений в таких металлах следует производить, облучая и испытывая образцы при низких температурах.

Используя в качестве типичного чистого металла йодистый цирконий, переплавленный в дуговой печи, установили, что наблюдаемые максимальные изменения его плотности, вызываемые облучением в дозе до 10 21 (быстрых) nvt при температуре 20°C и выше, равны нескольким десятым долям процентам, а линейные изменения размеров соответственно меньше. Удельная проводимость этого металла в результате его облучения при комнатной температуре уменьшается на несколько процентов и не изменяется, если облучение проводилось при 140°C. Можно ожидать, что вызываемые этим облучением изменения теплопроводности будут также невелики.

Подобные результаты были получены при испытании других металлов и однофазных сплавов, состоящих из различных твердых растворов, образовавшихся при высоких температурах (включая углеродистые стали, аустенитные нержавеющие стали, сплавы на основе никеля и кобальта, тантал, вольфрам, алюминий, бериллий, медь, платину и т. п.). Таким образом, на основе имеющихся данных можно считать, что изменения физических свойств металлов и сплавов, вызванные бомбардировкой нейтронами, незначительны.

Влияние облучения на процессы диффузии и фазовый состав.


  1. диффузию;

  2. выделение частиц других фаз и твердых растворов;

  3. фазовые превращения;

  4. упорядочение и раз упорядочение.

Диффузия. Томас сообщает, что Джонсон и Мартин не обнаружили заметного влияния бомбардировки протонами с энергией 10 Mэв на самодиффузию серебра.

Выделение из твердого раствора. Томас, рассматривая результаты работ, посвященных влиянию облучения на сплавы систем медь-бериллий, медь-железо, никель-бериллий и аустенитную нержавеющую сталь, сделал заключение, что это влияние носит сложный характер.

В системах медь-бериллий и никель-бериллий, по данным исследователей, бомбардировка быстрыми нейтронами вызывает равномерное распределение центров кристаллизации фазы, выделяющейся из твердого раствора. Это происходит в результате усиленной микродиффузии, протекающей вследствие наличия в избытке вакансии и смещенных в междоузлия атомов в решетке твердого раствора. Выделившиеся при этом из твердого раствора частицы новой фазы не были выявлены при металлографическом исследовании, и несомненно, что их размеры должны быть субмикроскопическими.

В сплавах системы медь-железо выделения из твердого раствора оставались когерентными при дисперсном твердении; при этом их когерентность могла быть нарушена или усилена в зависимости от вида и энергии бомбардирующих частиц. Можно показать, что, кроме перехода из когерентного состояния в некогерентное, в данном случае происходит повторное растворение выделившихся частиц и дальнейшее выделение растворенного вещества из твердого раствора. Повторному растворению способствуют малые размеры многих частиц, выделившихся до облучения. Образованию выделений новой фазы способствуют большие размеры отдельных ее частиц.

Закалка, используемая для приготовления образцов с крупными зернами твердого раствора, воспрепятствует и зарождению новых частиц при высоких температурах. Считают, что повторное растворение частиц выделившейся фазы вызывается тепловых перемещений атомов у поверхности раздела фаз, а процесс выделения связан с перемещением вакансий и смещенных в междоузлие атомов в решетке твердого раствора.

В аустенитной нержавеющей стали облучение нейтронами незначительно увеличивает количество включений ферритной фазы тем больше, чем выше доза облучения и чем больше степень вызванного предыдущей холодной обработки наклепа аустенита. Увеличение содержания феррита, обнаруженное при указанных опытах, составляло менее десятых долей процента после облучения тепловыми нейтронами в дозе 2·10 20 nvt. Авторы высказали предположение, что облучение вызывает в основном рост существующих уже выделившихся частиц феррита, а не возникновение в стали новых частиц ферритной фазы.

Явления упорядочения и разупорядочения.

С помощью анализа и изучения явлений упорядочения и разупорядочения можно определять локализованные перемещения атомов, вызванные бомбардировкой нейтронами. Были исследованы следующие вещества: Cu3Au, CuAu, Ni3Mn и β- и γ-фазы в латуни, причем большая часть исследований была выполнена с Cu3Au.

Общая картина явлений, происходящих в Cu3Au, представлена Томасом следующим образом. При облучении разупорядоченной фазы Cu3Au образуются вакансии и происходит смещение атомов в междоузлия в результате упругих столкновений нейтронов с атомами, находящимися в узлах решетки металла, а также вследствие последующих столкновений этих смещенных атомов с другими атомами в решетке. Возникновение вакансий и смещение атомов в междоузлия в дальнейшем увеличивают интенсивности перемещения атомов в решетке и способствуют более быстрому движению равновесного состояния решетки, т. е. ее упорядоченного состояния. С другой стороны, смещения и столкновения атомов с одновременным замещением одного атома другим, при которых находящийся в междоузлии смещенный атом обладает достаточной кинетической энергией, чтобы поменяться местами с атомом в узле решетки, усиливают разупорядочение. Большую роль в этом случае играет характер энергетического спектра потока бомбардирующих вещество частиц. Если поток состоит из быстрых частиц, то эффект упорядочения окажется незначительным, так как бомбардировка приведет к смещению большого количества атомов. Относительное уменьшение числа быстрых частиц в потоке приведет к увеличению упорядочения, так как перемещение вакансий в решетке в большей степени способствует упорядочению структуры кристалла. Важным фактором является температура облучения, поскольку интенсивность упорядочения зависит от подвижности вакансий и атомов, находящихся в междоузлиях, которая в свою очередь резко увеличивается с повышением температуры.

Подобные соображения относятся и к бомбардировке нейтронами соединения Cu3Au, первоначально подвергшегося отжигу для получения высокой степени упорядочения.

В некоторых случаях происходит дополнительное упорядочение структуры облучаемого вещества на начальных стадиях бомбардировки, а при последующих стадиях – разупорядочение. Это явление объясняют также процессами образования, взаимодействия и уничтожения описанных выше дефектов в решетке вещества. Данные, полученные для CuAu, Ni3Mn и β-латуни, могут быть объяснены, как и для Cu3Au, влиянием дефектов, вызванных облучением, на упорядочение дальнего порядка. В α-латуни нет упорядочения дальнего порядка, но на основании некоторых данных можно сделать заключение о том, что бомбардировкой нейтронами в ней может быть вызвано упорядочение ближнего порядка.

Читайте также: