信敬平，劉少軍，李春京，徐 剛，黃群英，吳宜燦

(中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所，中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽 合肥 230031)

430 ℃下2.98 dpa中子輻照后CLAM鋼的拉伸和沖擊性能

信敬平，劉少軍，李春京，徐 剛，黃群英，吳宜燦

(中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所，中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽 合肥 230031)

利用高通量工程試驗堆HFETR開展了CLAM鋼430 ℃下2.98 dpa的中子輻照實驗，通過輻照前后拉伸和沖擊性能測試與對比分析，研究了CLAM鋼的中子輻照硬化和脆化效應(yīng)。結(jié)果顯示，CLAM鋼輻照后室溫測試的抗拉強度和屈服強度分別為710 MPa和615 MPa，較輻照前分別下降16 MPa和-0.5 MPa，總延伸率減小1%，斷面收縮率下降4%，保持良好的強度、塑性和韌性。沖擊測試表明，CLAM鋼輻照前后韌脆轉(zhuǎn)變溫度基本相同，上平臺能量無明顯變化，約為217 J，未出現(xiàn)明顯輻照脆化。CLAM鋼的抗輻照性能略優(yōu)于其他低活化鐵素體/馬氏體RAFM鋼在類似輻照條件下的性能。

CLAM鋼；中子輻照；拉伸；沖擊

國際上正廣泛開展研究的聚變堆候選結(jié)構(gòu)材料包括低活化鐵素體/馬氏體(Reduced Activation Ferritic/Martensitic，RAFM)鋼、釩合金和SiC復(fù)合材料，其中RAFM鋼以其良好的機械性能、低活化和抗輻照腫脹特性，及較好的研究基礎(chǔ)和相對成熟的工業(yè)技術(shù)基礎(chǔ)，被普遍認為是未來聚變示范堆和第一座聚變電站的首選結(jié)構(gòu)材料[1-4]。世界各國針對其各自研發(fā)的RAFM鋼(如歐洲的EUROFER、日本的F82H、中國的CLAM等)進行了大量中子輻照性能測試和機理研究。中國低活化馬氏體(China Low Activation Martensitic，CLAM)鋼是中國具有自主知識產(chǎn)權(quán)的RAFM鋼，已經(jīng)過十余年的自主研發(fā)[5-8]，其主要性能與國際同類材料相當(dāng)，部分性能更優(yōu)[9-15]，已成為國際上三大RAFM鋼之一。

目前CLAM鋼被選為國際熱核聚變實驗堆中國實驗包層模塊(ITER-CN-TBM)結(jié)構(gòu)材料，為獲得ITER應(yīng)用許可，需要評估CLAM鋼在ITER劑量環(huán)境下的中子輻照性能。為推動CLAM鋼在ITER 中的應(yīng)用進程，利用高通量工程試驗堆HFETR開展了CLAM鋼ITER劑量(1～3 dpa)系列中子輻照實驗。本文針對CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照實驗，開展了輻照前后拉伸和沖擊性能測試，獲得了CLAM鋼在此實驗條件下的輻照硬化和脆化規(guī)律。

1 實驗

1.1 實驗材料

實驗材料為CLAM鋼HEAT 0603A，其測試成分見表1。HEAT0603A為300公斤鑄錠，通過熱鍛和軋制形成12 mm板材。熱處理工藝為淬火(980 ℃/30 min/空冷)和回火(760 ℃/90 min/空冷)[16,17]。

表1 CLAM鋼化學(xué)成分(wt %)

1.2 中子輻照與性能測試

中子輻照實驗在HFETR中開展，輻照溫度為430 ℃，輻照劑量為2.98 dpa。

性能測試包括輻照前后的拉伸和沖擊性能。拉伸試驗樣品長度為51 mm，標距段尺寸為Ф4 mm×20 mm，試驗的應(yīng)變速率為1×10-3s-1。沖擊試驗樣品尺寸為55 mm×10 mm×10 mm，其V缺口為45°×2 mm，測試標準為ASTM E23。

2 結(jié)果與討論

2.1 拉伸性能

圖1給出CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照前后的拉伸實驗結(jié)果。輻照后的抗拉強度和屈服強度室溫下測試時分別為710 MPa和615 MPa，較輻照前分別減小16 MPa和-0.5 MPa，200 ℃時分別減小20 MPa和12.5 MPa，300 ℃時分別減小74 MPa和77.5 MPa(圖1(a))。

CLAM鋼輻照前后的總延伸率隨測試溫度的變化如圖1(b)所示，輻照后室溫測試的總延伸率為18%，較輻照前下降1%；200 ℃ 測試時輻照后延伸率為14%，較輻照前下降2.5%；300 ℃測試時輻照前后的總延伸率相同，均為14.5%。因此，輻照后總延伸率在測試溫度范圍內(nèi)無明顯變化，整保持良好的延性。

在室溫到300 ℃的測試溫度范圍內(nèi)，輻照后的斷面收縮率為73%～80%，較輻照前下降幅度小于4%(圖1(c))。輻照前后的斷面收縮率均保持較高值，表明CLAM鋼具有良好的塑性。

屈強比(Y/T)在室溫下從輻照前的0.846增加到輻照后的0.866，而在200 ℃和300 ℃時，則分別從輻照前的0.906和0.904變化到輻照后的0. 915和0.885(圖1(d))。輻照前后均保持了較高的屈強比，表明CLAM鋼輻照前后均有良好的強度儲備，且出現(xiàn)高溫輻照軟化傾向。

圖1 CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照前后的拉伸性能Fig. 1 Tensile properties of HEAT 0603A before and after neutron irradiation at 2.98 dpa/430 ℃

Eurofer97在60 ℃下2.5 dpa中子輻照后室溫下測試結(jié)果顯示[18]，屈服強度增加了400 MPa，抗拉強度增加了190 MPa，總延伸率下降了7%。而Eurofer97在300 ℃下2.5 dpa中子輻照后輻照溫度下測試時，屈服強度和抗拉強度分別上升約303 MPa和226 MPa，總延伸率降低5%[19]。F82H在450 ℃下0.8 dpa中子輻照后出現(xiàn)輻照軟化現(xiàn)象，而OPTIV在相同條件下輻照后出現(xiàn)輻照硬化現(xiàn)象。CLAM鋼在此條件下出現(xiàn)輻照軟化的內(nèi)在機理，有待后續(xù)進一步分析研究。

2.2 沖擊性能

圖2給出CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照前后的夏比沖擊實驗結(jié)果，通過玻爾茲曼函數(shù)擬合得到，韌脆轉(zhuǎn)變溫度(DBTT)取上下平臺沖擊吸收功中間值對應(yīng)的溫度。輻照后DBTT上升了-4 ℃，上平臺能量為217 J，較輻照前降低約20 J。從側(cè)膨脹量與測試溫度的關(guān)系曲線，得到側(cè)膨脹量為0.89 mm時的溫度T0.89由輻照前的-81 ℃，變?yōu)檩椪蘸蟮?-80 ℃，上升了1 ℃。從脆性斷面率與測試溫度的關(guān)系曲線，得到脆性斷面率50%時的溫度FATT由輻照前的-71 ℃，變?yōu)檩椪蘸蟮?-62 ℃，上升了9 ℃。

F82H在500 ℃下5 dpa中子輻照后的DBTT上升了33 ℃[20]，在300 ℃下2.4 dpa中子輻照時的DBTT上升了60 ℃[21]。Eurofer97在300 ℃下1.6 dpa中子輻照時的DBTT上升了約60 ℃，而OPTIFER在300 ℃下2.4 dpa中子輻照時的DBTT上升了約105 ℃[21]。與F82H和Eurofer97等RAFM鋼相比，CLAM鋼的ΔDBTT要小得多，表明CLAM鋼在具有更優(yōu)的抗中子輻照脆化能力。

圖2 CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照前后的夏比沖擊性能Fig.2 Impact curves of CLAM steel before and after neutron irradiation at 2.98 dpa/430 ℃

3 總結(jié)

CLAM鋼在HFETR中完成了430 ℃下2.98 dpa的中子輻照實驗，開展了拉伸和沖擊性能測試，并對其輻照硬化和脆化效應(yīng)進行了初步分析。

(1) CLAM鋼輻照后的抗拉強度和屈服強度在室溫測試時分別為710 MPa和615 MPa，較輻照前強度分別下降16 MPa和-0.5 MPa，總延伸率減小約1%，斷面收縮率為73%，較輻照前下降4%。保持良好的強度、塑性、延性。

(2) CLAM鋼的DBTT為-80 ℃，上平臺能量與輻照前相近，而側(cè)膨脹量和脆性斷面率分析結(jié)果轉(zhuǎn)變溫度略有增加，表明CLAM鋼在此輻照條件下未出現(xiàn)明顯脆化。

(3) 在類似輻照條件下，CLAM鋼的抗輻照脆化能力優(yōu)于國外RAFM鋼的結(jié)果。

致謝

感謝FDS團隊其他成員的幫助，感謝中國核動力研究設(shè)計院孫壽華總工、莫華君主任，及張海生、孫凱、黃娟、崔永海、雷陽、李福榮等老師在輻照實驗及后測試過程中給予的各種幫助與支持。

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Tensile and Impact Properties of CLAM Steel after Neutron Irradiation to 2.98 dpa at 430 ℃

XIN Jing-ping, LIU Shao-jun, LI Chun-jing, XU Gang, HUANG Qun-ying, WU Yi-can

(Key Laboratory ofNeutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei, Anhui, 230031, China)

The neutron irradiation experiments for China Low Activation Martensitic (CLAM) steels were carried out in High Flux Engineering Test Reactor (HFETR)，the effects of neutron irradiation on the hardening and embrittlement behavior of CLAM steels were investigated before and after neutron irradiation to 2.98 dpa at 430 ℃. The results showed that ultimate strength and yield stress of CLAM steel tested at room temperature are 710 MPa and 615 MPa, which decreased about 16 MPa and -0.5 MPa as compared with the unirradiated samples, respectively. And its Ductile to Brittle Transition Temperature (DBTT) shift was no obvious shift. While the upper shelf energy after irradiation was 217 J, which almost the same with that of unirradiated samples. The irradiation resistant of CLAM steel are slightly better than that of other Reduced Activation Ferritic/Martensitic (RAFM) steels under similar irradiation conditions.

CLAM steel; Neutron irradiation; Tensile; Impact

2016-07-20

國際熱核聚變實驗堆ITER計劃國內(nèi)配套專項項目(2013GB108005、2014GB112003)、中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(XDA03040000)、中國科學(xué)院知識創(chuàng)新工程重要方向項目(KJCX2-YW-N35)

信敬平(1981—)，男，山東人，副研究員，主要從事先進核材料研究工作

黃群英:qunying.huang@fds.org.cn

TL341

A

0258-0918(2016)04-0487-05