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(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所，中子輸運(yùn)理論與輻射安全重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)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(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所，中子輸運(yùn)理論與輻射安全重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，安徽 合肥 230031)

利用高通量工程試驗(yàn)堆HFETR開展了CLAM鋼430 ℃下2.98 dpa的中子輻照實(shí)驗(yàn)，通過輻照前后拉伸和沖擊性能測(cè)試與對(duì)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(cè)試的抗拉強(qiáng)度和屈服強(qiáng)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(qiáng)度、塑性和韌性。沖擊測(cè)試表明，CLAM鋼輻照前后韌脆轉(zhuǎn)變溫度基本相同，上平臺(tái)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(guó)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(jī)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(duì)成熟的工業(yè)技術(shù)基礎(chǔ)，被普遍認(rèn)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(guó)針對(duì)其各自研發(fā)的RAFM鋼(如歐洲的EUROFER、日本的F82H、中國(guó)的CLAM等)進(jìn)行了大量中子輻照性能測(cè)試和機(jī)理研究。中國(guó)低活化馬氏體(China Low Activation Martensitic，CLAM)鋼是中國(guó)具有自主知識(shí)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(guó)際同類材料相當(dāng)，部分性能更優(yōu)[9-15]，已成為國(guó)際上三大RAFM鋼之一。

目前CLAM鋼被選為國(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆中國(guó)實(shí)驗(yàn)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(píng)估CLAM鋼在ITER劑量環(huán)境下的中子輻照性能。為推動(dòng)CLAM鋼在ITER 中的應(yīng)用進(jìn)程，利用高通量工程試驗(yàn)堆HFETR開展了CLAM鋼ITER劑量(1～3 dpa)系列中子輻照實(shí)驗(yàn)。本文針對(duì)CLAM鋼在430 ℃下2.98 dpa中子輻照實(shí)驗(yàn)，開展了輻照前后拉伸和沖擊性能測(cè)試，獲得了CLAM鋼在此實(shí)驗(yàn)條件下的輻照硬化和脆化規(guī)律。

1 實(shí)驗(yàn)

1.1 實(shí)驗(yàn)材料

實(shí)驗(yàn)材料為CLAM鋼HEAT 0603A，其測(cè)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(cè)試

中子輻照實(shí)驗(yàn)在HFETR中開展，輻照溫度為430 ℃，輻照劑量為2.98 dpa。

性能測(cè)試包括輻照前后的拉伸和沖擊性能。拉伸試驗(yàn)樣品長(zhǎng)度為51 mm，標(biāo)距段尺寸為Ф4 mm×20 mm，試驗(yàn)的應(yīng)變速率為1×10-3s-1。沖擊試驗(yàn)樣品尺寸為55 mm×10 mm×10 mm，其V缺口為45°×2 mm，測(cè)試標(biāo)準(zhǔn)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(shí)驗(yàn)結(jié)果。輻照后的抗拉強(qiáng)度和屈服強(qiáng)度室溫下測(cè)試時(shí)分別為710 MPa和615 MPa，較輻照前分別減小16 MPa和-0.5 MPa，200 ℃時(shí)分別減小20 MPa和12.5 MPa，300 ℃時(shí)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(cè)試溫度的變化如圖1(b)所示，輻照后室溫測(cè)試的總延伸率為18%，較輻照前下降1%；200 ℃ 測(cè)試時(shí)輻照后延伸率為14%，較輻照前下降2.5%；300 ℃測(cè)試時(shí)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(cè)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(cè)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(qiáng)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(shí)，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(qiáng)比，表明CLAM鋼輻照前后均有良好的強(qiáng)度儲(chǔ)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(cè)試結(jié)果顯示[18]，屈服強(qiáng)度增加了400 MPa，抗拉強(qiáng)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(cè)試時(shí)，屈服強(qiáng)度和抗拉強(qiáng)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(jī)理，有待后續(xù)進(jìn)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(shí)驗(yàn)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(tái)沖擊吸收功中間值對(duì)應(yīng)的溫度。輻照后DBTT上升了-4 ℃，上平臺(tái)能量為217 J，較輻照前降低約20 J。從側(cè)膨脹量與測(cè)試溫度的關(guān)系曲線，得到側(cè)膨脹量為0.89 mm時(shí)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(cè)試溫度的關(guān)系曲線，得到脆性斷面率50%時(shí)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(shí)的DBTT上升了60 ℃[21]。Eurofer97在300 ℃下1.6 dpa中子輻照時(shí)的DBTT上升了約60 ℃，而OPTIFER在300 ℃下2.4 dpa中子輻照時(shí)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(shí)驗(yàn)，開展了拉伸和沖擊性能測(cè)試，并對(duì)其輻照硬化和脆化效應(yīng)進(jìn)行了初步分析。

(1) CLAM鋼輻照后的抗拉強(qiáng)度和屈服強(qiáng)度在室溫測(cè)試時(shí)分別為710 MPa和615 MPa，較輻照前強(qiáng)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(qiáng)度、塑性、延性。

(2) CLAM鋼的DBTT為-80 ℃，上平臺(tái)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(guó)外RAFM鋼的結(jié)果。

致謝

感謝FDS團(tuán)隊(duì)其他成員的幫助，感謝中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院孫壽華總工、莫華君主任，及張海生、孫凱、黃娟、崔永海、雷陽(yáng)、李福榮等老師在輻照實(shí)驗(yàn)及后測(cè)試過程中給予的各種幫助與支持。

[1] T. Muroga, M. Gasparotto, S.J. Zinkle, Overview of Materials Research for Fusion Reactors [J], Fusion Eng. Des. 61-62 (2002) 13-25．

[2] Q. Huang, N. Baluc, Y. Dai, et al., Recent progress of R&D activities on reduced activation ferritic/martensitic steels [J], J. Nucl. Mater. 442 (2013) S2-S8.

[3] 黃群英，郁金南，萬發(fā)榮等，聚變堆低活化馬氏體鋼的發(fā)展[J]，核科學(xué)與工程，24 (2004) 56-64.

[4] Y.C. Wu, J.P. Qian, J.N. Yu, The Fusion-Driven Hybrid System and Its Material Selection [J]. Journal of Nuclear Materials, J. Nucl. Mater. 307-311 (2002) 1629-1636.

[5] Q.Y. Huang, Y.C. Wu, J.G. Li, et al., Status and strategy of fusion materials development in China [J]. J. Nucl. Mater. 386-388 (2009) 400-404.

[6] Y. Wu, Design status and development strategy of China liquid lithium-lead blankets and related material technology [J]. J. Nucl. Mater. 367-370 (2007) 1410-1415.

[7] Y. Wu, FDS Team, Fusion-based hydrogen production reactor and its material selection [J]. J. Nucl. Mater. 386-388 (2009) 122-126.

[8] Y. Wu, FDS Team, Conceptual design and testing strategy of a dual functional lithium-lead test blanket module in ITER and EAST [J]. Nucl. Fusion, 47 (2007) 1533-1539.

[9] J. Yu, Q. Huang, F. Wan, Research and development on the China low activation martensitic steel (CLAM) [J], J. Nucl. Mater. 367-370 (2007) 97-101.

[10] Q.Y. Huang, J.G. Li, Y.X. Chen, Study of Irradiation Effects in China Low Activation Martensitic Steel CLAM [J]. J. Nucl. Mater. 329 (2004) 268-272.

[11] L. Peng, Q. Huang, Y. Wu, Swelling of CLAM steel irradiated by electron/helium to 17.5 dpa with 10 appm He/dpa [J], Fusion Eng. Des. 86 (2011) 2624-2626.

[12] Y. Li, T. Nagasaka, T. Muroga, et al., Effect of thermal ageing on tensile and creep properties of JLF-1 and CLAM steels [J], J. Nucl. Mater. 386-388 (2009) 495-498.

[13] Qunying Huang, Sheng Gao, Zhiqiang Zhu, et al., Progress in compatibility experiments on Lithium-Lead with candidate structural materials for fusion in China [J]. Fusion Eng. Des. 84 (2009) 242-246.

[14] Q. Huang, C. Li, Q. Wu, et al., Progress in development of CLAM steel and fabrication of small TBM in China [J], J. Nucl. Mater. 417 (2011) 85-88.

[15] 黃群英，李春京，李艷芬等，中國(guó)液態(tài)鋰鉛包層材料研究進(jìn)展[J]，原子能科學(xué)技術(shù)，41 (2007) 96-105.

[16] Y. Li, Q. Huang, Y. Wu, et al., Mechanical properties and microstructures of China Low Activation Martensitic steel compared with JLF-1 [J], J. Nucl. Mater. 367-370 (2007) 117-121.

[17] Q. Huang, C. Li, Y. Li, et al., Progress in development of China Low Activation Martensitic steel for fusion application [J], J. Nucl. Mater. 367-370 (2007) 142-146.

[18] J. Rensman, H.E. Hofmans, E.W. Schuring, et al., Characteristics of unirradiated and 60 ℃, 2.7 dpa irradiated Eurofer97 [J], J. Nucl. Mater. 307-311 (2002) 250-255.

[19] E. Lucon, W. Vandermeulen, Overview and critical assessment of the tensile properties of unirradiated and irradiated Eurofer97 [R], SCK·CEN, Belgium, report, 2007.

[20] R.L. Klueh, K. Shiba, M.A. Sokolov, Embrittlement of irradiated F82H in the absence of irradiation hardening [J], J. Nucl. Mater. 386-388 (2009) 191-194.

[21] E.Lucon, R.Chaouadi, M. Decréton, Mechanical properties of the European reference RAFM steel (EUROFER97) before and after irradiation at 300 ℃ [J], J. Nucl. Mater. 329-333 (2004) 1078-1082.

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(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆ITER計(jì)劃國(guó)內(nèi)配套專項(xiàng)項(xiàng)目(2013GB108005、2014GB112003)、中國(guó)科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)(XDA03040000)、中國(guó)科學(xué)院知識(shí)創(chuàng)新工程重要方向項(xiàng)目(KJCX2-YW-N35)

信敬平(1981—)，男，山東人，副研究員，主要從事先進(jìn)核材料研究工作

黃群英:qunying.huang@fds.org.cn

TL341

A

0258-0918(2016)04-0487-05