[发明专利]一种筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照材料的方法

说明书

本发明属于材料抗辐照损伤领域，具体涉及一种筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照材料的方法。包括如下步骤：步骤(1)：激光重熔制备具有晶粒尺寸梯度的核电反应堆压力容器合金材料；步骤(2)：对步骤(1)制备的材料侧面抛光进行辐照实验；步骤(3)：对辐照后的材料，选择不同晶粒尺寸的区域，利用显微硬度仪、纳米压痕仪、进行力学性能测试，同时利用聚焦离子束对对辐照前与后材料进行微观结构的表征；进行扫描电镜、透射电镜和三维原子探针分析。本发明可以实现一块样品具有大尺度晶粒尺寸(2‑100um)梯度变化范围同时具有非常大的梯度层(500um)，进而探究不同晶粒尺寸对辐照的影响，提高筛选抗辐照的材料效率。

技术领域

本发明属于材料抗辐照损伤领域，具体涉及一种筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照材料的方法。

背景技术

据统计，世界上60％以上的核反应堆运行时间已经超过30年。在这种情况下，如何评估核反应堆剩余寿命以及如何保证核反应堆的安全运行，对核工业科研工作者是非常大的挑战。目前，核工业科研工作者需要解决两个关键任务，一：探究连续长期中子辐照对核电反应堆压力容器合金微观结构影响，二：开发可以预测连续长期中子辐照核电反应堆压力容器合金寿命的方法。完成两个关键任务的前提是制备出可以模拟核电反应堆压力容器合金长时间(目前核反应堆运行时间理想化为80年)辐照的样品，只有这样，核工业科研工作者才能更好的探究长期中子辐照核电反应堆压力容器合金微观结构的变化，进而设计出可以预测连续长期中子辐照核电反应堆压力容器合金寿命的方法。

造成核电反应堆压力容器合金性能退化的因素大致可以分为以下2类：1、合金成分；2、合金微观结构在长期的中子辐照的过程中发生改变。在微观结构中，晶粒尺寸对核电反应堆压力容器合金的物理性能有非常大的影响，因此需要对其详细探究。

目前绝大多数模拟核电反应堆压力容器合金长时间辐照的样品均是通过将核电反应堆压力容器合金在某种离子(如：铁离子)的辐照下，达到核反应堆80年辐照剂量，探究连续长期中子辐照对核电反应堆压力容器合金微观结构。由于离子辐照异常昂贵，而且单独辐照一种核电反应堆压力容器合金只能探究一种连续长期承受中子辐照的核电反应堆压力容器合金微观结构，因此，造成人力物力的大量浪费。目前，急需开发一种材料制备方法，在同一个核电反应堆压力容器合金中产生多种结构，即可以单独辐照一种核电反应堆压力容器合金可以探究多种连续长期承受中子辐照的核电反应堆压力容器合金微观结构，进而更快捷筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照损伤材料。

专利CN110346271A，使用喷丸法制备梯度材料，利用该梯度结构筛选耐辐照损伤材料。但是众多的科研报道已经证实，喷丸法制备出的梯度结构其梯度层尺寸很难突破100um，如此小的梯度层会导致晶粒尺寸由梯度层的表面向内部急剧变化(100um梯度层，晶粒尺寸由2um增加到100um)，该专利使用三维原子探针表征其材料内部成分，但三维原子探针的样品的制备(FIB制备样品)首先就要求样品的梯度层尺寸必须大于100um，因此，该专利后续的力学性能测试及微观组织结构表征将会非常困难，甚至无法满足微观组织结构表征所需要的制备样品要求。而在本专利中，通过激光重熔制备出的梯度材料，其梯度层达到500um，晶粒尺寸由梯度层的表面向内部缓慢变化(500um梯度层，晶粒尺寸由2um增加到100um)，因此，本专利的后续力学性能测试及微观组织结构表征将无任何的困难，能够满足微观组织结构表征所需要的制备样品要求。

发明内容

本发明的目的在于提供一种筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照材料的方法。

实现本发明目的的技术解决方案为：一种筛选核电反应堆压力容器合金耐辐照材料的方法，包括如下步骤：

步骤(1)：激光重熔制备具有晶粒尺寸梯度的核电反应堆压力容器合金材料；

步骤(2)：对步骤(1)制备的材料侧面抛光进行辐照实验；