200keV Xe离子辐照后国产T92钢微结构变化研究

冯 伟，黄 晨，杜爱兵，李正操

（1.中国原子能科学研究院，北京102413；2.清华大学，北京100084）

铁素体／马氏体不锈钢相对于奥氏体不锈钢具有优异的抗辐照肿胀性能、高的热导率和低的热膨胀系数［1］，被考虑作为国产快堆燃料组件外套管材料研发方向。目前国外快堆外套管材料已从奥氏体不锈钢向铁素体／马氏体不锈钢过渡，第一代的铁素体／马氏体不锈钢HT9在快堆中辐照性能表现优异，新研发的第二代铁素体／马氏体不锈钢T91和第三代铁素体／马氏体不锈钢T92辐照性能预期与HT9类似，甚至可能优于HT9，而T92是这三种铁素体／马氏体钢中高温性能最好的［2］。国产先进快堆燃料组件外套管材料首要候选材料定位于T92。

国产T92钢堆外力学性能可以满足快堆外套管材料性能要求，但作为快堆堆芯关键部件用材料，必须对其在快堆环境下的使用性能进行研究。辐照性能研究正是T92钢在快堆环境下使用性能研究的关键内容之一。

离子辐照模拟相对于中子辐照具有周期短、效率高、试验方案容易实施等优点，从19世纪60年代起就已经作为一种快速筛选方法广泛应用于反应堆材料候选材料的辐照性能评价［3，4］。本研究采用离子辐照模拟方法以国产T92钢为研究对象，经200keV的Xe离子辐照，随后使用透射电镜考察该能量下不同辐照损伤剂量对其微观结构的影响，并进一步从辐照损伤机理上进行分析和讨论。

1 试验方法

试验原材料为宝山钢铁股份有限公司生产的T92不锈钢热轧管材，热处理规范为1 060℃正火＋770℃回火，化学成分如表1所示。透射电镜（TEM）样品按如下步骤制备：从提供的热轧管材中线切割得到尺寸为10×10×0.5mm3的薄片，400－2 000＃的SiC砂纸机械减薄块体至厚度为0.1mm，冲出直径为3mm的圆片，最后使用电解双喷仪进行电解抛光直至薄片穿孔，抛光液为7%HClO4＋93%CH3COOH，抛光温度和抛光电压分别为－30℃和15V。

表1 试验用T92钢的化学成分（质量分数／%）Table 1 Chemical composition of T92steel（质量分数／%）

Xe离子辐照试验是在清华大学材料科学与工程系LC－16型离子注入机上进行的，辐照参数：离子加速电压为200kV，温度为室温，真空度为1×10－4Pa，束流密度为1.5μA／cm2。辐照剂量分别为1×1014、5×1014、1×1015和8×1015Xe＋／cm2，根据蒙特卡罗模拟程序SRIM 2008［5］计算得出对应在辐照深度方向产生的最大辐照损伤剂量分别为1.4、6.8、13.7、109.5dpa（如图1所示）。将辐照前后的TEM试样分别于TEI tecnai G20透射电镜中进行观察拍照，对比微观前后的变化情况，以研究不同辐照损伤剂量对国产T92钢微观结构的影响情况。

图1 SRIM 2008计算得出的T92钢200keV Xe离子辐照损伤Fig.1 The displacement damage profile calculated by SRIM 2008for T92steel irradiated with 200keV Xe ions

2 结果与讨论

图2是未辐照T92钢典型的微观组织结构，其主要包括马氏体板条结构，碳、氮化合物颗粒和位错网络，分别起到了板条强化、析出强化和位错强化的作用，其中析出强化是最主要的强化方式，这就使得回火板条马氏体组织的T92钢兼具热强性和热稳定性。

T92钢在高温回火时钢中的Cr、V、Nb等碳化物形成元素能与C、N形成碳、氮化合物而以颗粒的形式析出。T92钢中析出的碳、氮化合物颗粒主要是由位于马氏体板条界和原奥氏体晶界的 M23C6（M＝ Cr、Fe、Mo）型碳化物及弥散分布于马氏体板条基体的 MX（M＝Nb、V，X＝C、N）型碳、氮化合物组成。这些颗粒能有效阻止位错运动，从而大大提高了高温持久强度。M23C6颗粒具有复杂的面心立方结构，尺寸约为200nm。MX颗粒也是面心立方结构，多为（V，Nb）C，由于钢中含有N，N可替代部分C而形成（V，Nb）（C，N），尺寸约为50nm［6］。由于T92钢中MX颗粒数量较少，对高温下强度保持起主要作用的是M23C6颗粒。作为快堆外套管材料使用时，除了高温下M23C6颗粒会发生Ostwald熟化外，大剂量的中子辐照还可能会对M23C6颗粒的稳定性产生影响，从而进一步影响材料的高温强度。

图2 未辐照T92钢的TEM照片（a）马氏体板条结构；（b）碳、氮化合物和位错网络Fig.2 TEM micrograph of unirradiated T92steel（a）martensit lath structure；（b）carbides；nitrides and dislocation network

图3是辐照前后T92钢的微观结构变化，主要是M23C6颗粒的非晶化和黑斑结构（black spots）的出现两个方面。

未辐照和辐照至1.4dpa时（图3（a）和图3（b）），M23C6颗粒边缘非常清晰；损伤剂量达到6.8dpa（图3（c））时，M23C6颗粒边缘稍显模糊，图4是随着损伤剂量增加打在M23C6颗粒上的选区电子衍射（SAED）花样变化，可以看到M23C6颗粒的SAED花样是附有衍射斑点的弥散的衍射晕环，且随着辐照损伤剂量的增加，弥散的衍射晕环变得更加显著，可证明M23C6颗粒出现部分的非晶化；且随着辐照损伤剂量的增加（图3（c）～ （e）），M23C6颗粒非晶化更加明显；损伤剂量增加到109.5dpa时（图3（e）），M23C6颗粒边缘几乎完全非晶化，图3（f）是以图3（e）中M23C6颗粒边缘选区电子衍射的非晶环做的暗场像，可进一步证明此时M23C6颗粒边缘几乎完全非晶化。

图3 T92钢200keV Xe离子辐照引起的微观结构变化，辐照损伤剂量分别为（a）0dpa（未辐照）；（b）1.4dpa；（c）6.8dpa；（d）13.7dpa；（e）109.5dpa；（f）是（e）的暗场像Fig.3 Microstructural evolution of T92steel induced by 200keV Xe＋ions to a dose of（a）0dpa（unirradiated）；（b）1.4dpa；（c）6.8dpa；（d）13.7dpa；（e）109.5dpa；（f）dark image of（e）

在所有的辐照试样中没有发现辐照产生的位错环和空洞，但是当辐照损伤剂量为1.4dpa（图3（b））和6.8dpa（图3（c））时，出现黑斑结构。在更大的辐照损伤剂量13.7dpa（图 （d））和109.5dpa（图3（e））下，没有出现黑斑结构。黑斑结构的本质是空位和间隙原子缺陷团簇，由于太小不能从TEM图像中得到其形态学或者结晶学特征［7，8］。

图4 M23C6颗粒SAED花样随Xe离子辐照损伤剂量增加的变化（a）0dpa；（b）1.4dpa；（c）13.7dpa；（d）109.5dpaFig.4 SAED patterns of evolution of M23C6with the increase of Xe＋ions irradiation dose（a）0dpa；（b）1.4dpa；（c）13.7dpa；（d）109.5dpa

关于T92钢和其他9%～12%Cr铁素体／马氏体钢的 M23C6颗粒离子［9］、质子［10］和中子［11］辐照后出现非晶化已经有较多的报道。在本研究中，T92钢进行200keV的Xe离子辐照，随着辐照损伤剂量的增加，M23C6颗粒非晶化越来越明显。辐照粒子的轰击削弱了M23C6颗粒晶格的稳定性，晶格塌陷成为非晶状态，辐照损伤剂量达到一个临界值时，M23C6颗粒会出现辐照导致的非晶化（RIA：Radiation Induced Amorphization），且随着辐照损伤剂量的增加，M23C6颗粒的非晶化越来越明显。RIA的发生除了决定于辐照损伤剂量外还取决于辐照温度。当辐照温度在临界温度（玻璃化转变温度Tg，一般约为250℃）以上时，辐照导致的再结晶发生而RIA不能发生；在临界温度以下时，辐照导致的再结晶不能发生而RIA发生，M23C6颗粒出现非晶化［12］。在本研究中，辐照是在室温下进行，大剂量、长时间的离子辐照会引起试样的温升，试样的实际温度会高于室温，但是辐照损伤剂量为109.5dpa时，M23C6颗粒仍然出现非晶化说明此时试样的实际温度应仍低于玻璃化转变温度Tg。

Xe离子辐照产生的原子移位导致空位和间隙原子点缺陷形成，一部分点缺陷被原本存在的缺陷如位错、晶粒边界和析出相所吸收，一部分通过复合消失掉，剩下的聚集形成空位和间隙原子缺陷簇。关于辐照温度存在两个临界值Tb和Td（Td＞Tb），温度在临界值Tb以下时，点缺陷聚集形成黑斑结构，增大辐照剂量只是简单地增加黑斑结构的数量；温度在临界值Tb和Td之间，点缺陷活动能力较高，既不会聚集形成较小的缺陷簇（黑斑结构），也不会聚集形成较大的缺陷团（位错环），而主要是通过复合消失掉或者被缺陷尾闾吸收；温度在临界值Td之上时，空位和间隙原子簇能够轻易地移动从而聚集，从而形成位错环和空洞［12，13］。

在本研究中，当辐照损伤剂量为1.4dpa和6.8dpa时，辐照时间仅约为100s和500s，辐照时间较短，试样由于辐照引起的温升较小试样仍接近室温（Tb以下），辐照产生的点缺陷聚集形成黑斑结构；当辐照损伤剂量为13.7dpa和109.5dpa时，辐照时间约为1 000s和8 000s，辐照时间较长，试样由于辐照引起的温升较大（温度在Tb和Td之间），点缺陷活动能力较高，主要是通过复合消失掉或者被缺陷尾闾吸收，但此时温度又不足以高至Td之上，故不会形成位错环和空洞。由以上的分析可见，临界值Tb应该在室温以上，玻璃化转变温度Tg（约250℃）之下。关于临界值Tb和Td的准确值需要进一步试验研究得出。

3 结论

采用离子辐照模拟方法对国产T92钢进行200keV的Xe离子辐照试验，使用透射电镜研究该能量下不同辐照损伤剂量对其微观结构的影响，并进一步分析和讨论，研究的主要结果如下。

（1）T92钢典型的微观组织结构主要包括马氏体板条结构，碳、氮化合物颗粒和位错网络，其中对材料高温下强度保持起主要作用的是数量较多的M23C6颗粒。

（2）T92钢中的M23C6颗粒随着辐照损伤剂量的增加，非晶化越来越明显，主要是由于辐照粒子的轰击削弱了M23C6颗粒晶格的稳定性，晶格塌陷成为非晶状态。

（3）T92钢在辐照损伤剂量较小（1.4dpa和6.8dpa）时，出现黑斑结构（空位和间隙原子簇），所有的辐照试样中没有发现辐照产生的位错环和空洞。

［1］ Klueh R L，Nelson A T.Ferritic／martensitic steels for next－generation reactors ［J］. Journal of Nuclear Materials，2007，371：37－52.

［2］ Klueh R L，Harries D R.High－chromium ferritic and martensitic steels for nuclear applications［M］.New York：American Society for Testing and Materials，2001：90－122.

［3］ 白新德，王社管，马春来，等 .离子轰击模拟中子辐照在核材料中的应用［J］.原子能科学技术，1996，30（5）：469－474.

［4］ 李红梅，杨武，蔡珣，等 .核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究［J］.腐蚀与防护，2001，22（5）：196－201.

［5］ Ziegler J F，Biersack J P，Littmark U.The Stopping and Range of Ions in Solids［M］，New York：Pergamon，1984：180－219.

［6］ 赵钦新，朱丽慧 .超临界锅炉耐热钢研究［M］.北京：机械工业出版社，2009.

［7］ Hashimoto N，Byun T S，Farrell K.Microstructural analysis of deformation in neutron－irradiated fcc materials［J］.Journal of Nuclear Materials，2006，351：295－302.

［8］ Lee E H，Hunn J D，Byun T S，et al.Effects of helium on radiation－induced defect microstructure in austenitic stainless steel［J］.Journal of Nuclear Materials，2000，280：18－24.

［9］ Jin S X，Guo L P，Yang Z，et al.Microstructural evolution of P92ferritic／martensitic steel under argon ion irradiation［J］.Materials Characterization，2011，62：136－142.

［10］ Baluc N，Schaublin R，Bailat C，et al.The mechanical properties and microstructure of the OPTIMAX series of low activation ferritic／martensitic steels［J］.Journal of Nuclear Materials，2000，283－287：731－735.

［11］ Jia X and Dai Y.Microstructure in martensitic steels T91and F82Hafter irradiation in SINQ Target－3［J］.Journal of Nuclear Materials，2003，318：207－214.

［12］ Tanigawa H，Sakasegawa H，Ogiwara H，et al.Radiation induced phase instability of precipitates in reduced－activation ferritic／martensitic steels ［J］.Journal of Nuclear Materials，2007，367－370：132－136.

［13］ Bloom E E，Martin W R，Stiegler J O，et al.The effect of irradiation temperature on strength and microstructure of stainless steel［J］.Journal of Nuclear Materials，1967，22：68－76.