温度变化和温度梯度下锆合金中氢化物的形成和断裂

For many parts of China, the electricity generated by nuclear power plants is an indispensible source of energy for economic development and environmental protection. The proposed research project will investigate the formation and fracture of hydrides in zirconium alloys which threatens the safe operation of nuclear power plants. In service, zirconium alloys are susceptible to a corrosion process that leads to a gradual pickup of hydrogen from coolant water. If there is a temperature gradient, then hydrides may form near the cold part of the metals. Because of the brittleness of these hydrides, the original strength of the alloys can be reduced by orders of magnitude and fracture through these hydrides may occur. Such incidents had resulted in catastrophic failure of the structures and costed billions of dollars for repair work. Over the last ten years, our team has developed the first elastoplastic phase field methodology to predict hydride morphology. What are still lacking in our current model are (1) it cannot handle temperature gradient or transient; (2) it can only handle periodic boundary conditions; and (3) it has no hydride fracture criteria built in. To the best knowledge of the author, there is no theoretical model in the world that can realistically predicts the formation and fracture of hydride with the appropriate consideration of plastic deformation, chemical diffusion, stress gradient, temperature gradient (or temperature transient) and fracture initiation in one scheme. The proposed project will be built upon our successful experience in recent years to develop a theoretical framework and methodologies that include all of these processes in the prediction of a realistic 3-D morphological evolution of hydride formation and fracture initiation. This project will help to establish a knowledge base for the development of materials programs for the safe and efficient operation of nuclear power plants. The analytic tools and methodologies developed in this project may find wide application in the advanced materials technologies used in the micro-electronics, photonics, and transportation industries, in which plasticity, temperature, chemical concentration, and stress gradients are commonly present.

锆合金中氢化物引起的脆性断裂是影响核电站安全运行的一个重要问题。我们已经在国际上首次建立了锆合金中氢化物的形成与长大的弹塑性相场理论模型，但此模型仍然局限于恒温及周期性边界条件，且没有断裂判据。实际核电站运行过程中，温度时常随时间变化，且不同部位温度也不相同，不存在周期性边界条件。氢化物在锆合金较冷部位的形成与断裂，曾造成高达十亿美元的事故。现在国际上仍然没有一个能够将塑性变形，化学扩散，应力梯度，温度梯度（或温度随时间转变）和断裂过程等要素囊括其中的完善理论模型。基于多年的研究成果，我们将提出一套考虑以上所有要素的相场理论框架和研究方法，来预测实际氢化物在三维空间的形态演化及断裂过程。本项目的成果不仅可以帮助改善核电站的设计，以及核电站安全和有效的运行，并且在其他具有塑性变形，温度梯度，化学浓度梯度和应力梯度的复杂体系中（如光电子器件和航运材料领域）会有广泛的应用。

锆合金中氢化物引起的脆性断裂是影响核电站安全运行的一个重要问题， 也是核废料长期安全储存所需要解决的一个重要问题。本项目的主要成果为：.(1).在国际上首次构造了一个定量的锆-氢体系的自由能。针对在没有温度梯度条件下，锆-氢体系经历恒温、升温或降温的过程。研究了（a）塑性形变对氢化物演化的影响;（b）氢原子浓度对氢化物形貌的影响;（c）温度冷却速率对氢化物形貌的影响;（d）高温淬火条件下，氢化物在真实空间、真实时间里的形核、长大过程；（e）温度升温和降温循环对氢化物形貌的影响, 对著名的“升温降温过程中氢化物的相变滞后现象”进行了研究，在国际上首次证实塑性形变是氢化物的相变滞后现象的物理根源。(2).完成了温度梯度（温度分布不均匀）对氢原子扩散、氢化物在一维和二维空间里的形核、长大过程、及形态随时间的变化的研究。在国际上第一次实现了对锆-氢体系中的应力场、温度梯度场、浓度扩散场的定量的相场耦合计算。(3).完成了氢化物表面能大小对氢化物形貌的影响；外加应力场对氢化物再取向的影响。这对研究氢化物鼓泡在合金表面的形成过程十分重要。(4).对裂纹和缺口周围的应力梯度场对氢化物形貌的影响进行了研究。我们的研究不仅限于等温过程，更重要的是包括变温过程（既温度升温和降温的多次循环）对裂纹周围氢化物形貌的影响。从而证实了历史上曾经观察到的“ratcheting effect”的物理机理，同时也为历史上曾经报道过的“记忆现象”找到了物理根源。这对研究裂纹在氢化物和氢化物鼓泡中萌生的条件都十分重要。我们还进行了核材料在核电站的高温环境下老化和腐蚀的实验研究。.本项目开发出来的相场计算方法，已经或正在被用于研究其他相关现象。本项目的成果不仅可以帮助改善核电站的设计、核电站安全和有效的运行，以及核废料长期安全储存，并且在其他具有塑性变形，温度梯度，化学浓度梯度和应力梯度的复杂体系中（如电化学腐蚀、合金和电子材料中的相变等领域）会有广泛的应用。