射线辐照下材料微结构的演化及其对力学性能的影响

Irradiation induced degradation of material properties is one of the key safety issues in nuclear engineering. The change of macroscopic mechanical properties is mainly due to the evolution of the irradiation induced microstructures under the radiation-mechanical-thermal coupling. Based on some careful analyses of the effect of the irradiation damages on the free energy of materials and the migration energies of defects, evolution equations of some typical irradiation microstructures, such as voids and inert gas bubbles，will be constructed in the framework of reaction-diffusion equations and phase-field modeling. Some experimental and atomic level simulation results will be used to calibrate the evolution equations. The irradiation induced swelling, growth and creeps of typical nuclear materials and fuels will be studied. Particular attention will be focus on the effect of the microstructure evolutions on the change of the macroscopic mechanical properties. The effect of the irradiation induced microstructures on the hardening and embrittlement of metal alloys will be further analyzed in the framework of dislocation dynamics and crystal plasticity theory. The constitutive equations of materials can be then extended to include the irradiation induced microstructures as internal variables. The research proposed will contribute to a better understanding of the mechanism of the irradiation induced mechanical property degradation and will be also very helpful in finding the main causes and their effects. The results can be useful for the improvement of the nuclear safety and the construction of advanced nuclear reactors. The method implemented here could be considered as a further example of the multi-fields and multi-scale modeling technique. And the constitutive theory including irradiation damage should rather useful in modeling materials in nuclear environments.

核环境下材料力学性能的变化是影响核工程安全可靠性的一个主要因素，而宏观性能的变化主要决定于辐射诱发材料内多种微结构在辐照-热-力耦合作用下的演化过程。本课题拟在分析辐照缺陷对材料自由能和缺陷迁移能等热力学性质影响的基础上，结合反应扩散方程和相场方法，建立空洞、气泡等典型辐照微结构的演化方程，并利用已有的辐照实验和原子、分子计算模拟结果，确定或效验演化方程涉及的参数和条件；进而计算分析典型核材料和燃料在辐照下产生肿胀、生长和加速蠕变的过程，找出主要影响因素和变化规律；结合位错动力学和晶体塑性力学理论，分析空洞、气泡等辐照微结构对材料辐照硬化和脆化的影响，从而将辐照微结构作为内变量纳入材料的本构关系。本课题的完成，将有助于弄清辐照诱发的材料力学性能变化的微观机制、主要影响因素和影响规律，为提高核安全和建设先进核反应堆提供理论参考，也能丰富力学中的多场、多尺度研究方法，进一步拓展力学本构理论。

本项目针对核环境下材料力学性能变化这一影响核工程安全可靠性的主要因素开展了以下研究工作：核材料辐照微结构演化的计算与分析；核材料与燃料辐照肿胀应变的计算模拟与分析；典型核燃料元件堆内辐照力学行为多尺度模拟与分析；核燃料包壳管微动损伤的实验和计算模拟分析。取得的主要成果有：.1..获得了描述核材料辐照缺陷产生、扩散与聚集而形成微结构演化的计算模型：辐照下高能量中子冲击晶体材料的原子，造成其离位而产生空位和间歇原子，进而扩散、聚集形成空洞，从而使材料体积增大的过程可通过基于相场理论建立的演化方程，以及基于热力学形核理论的形核算法进行定量模拟。其中主要参数与函数应根据不同环境和材料类型，参考文献中第一性原理和分子动力学计算，以及辐照材料热力学分析和实验结果加以确定。.2..建立了核燃料辐照肿胀效应的多尺度计算模型与高效数值计算方法：由于裂变气体聚集形成气泡是核燃料辐照下体积增大的主要因素，在基于反应扩散方程改进的Booth模型基础上，考虑辐照下重溶、再结晶等过程的影响，并结合不同种类核燃料元件特性，建立了核燃料辐照肿胀效应的多尺度计算模型，并提出了高效的数值计算方法。计算分析结果表明，该模型确能更好的拟合辐照实验，并能用于多种不同类型的核燃料元件。.3..计算模拟了典型核燃料元件堆内辐照多尺度力学行为，找出了影响辐照效应的主要因素，分析了其影响规律：选取典型元件,如U-Mo/Zr燃料板、ADS用燃料球、UO2/Zr燃料板、惰性基体燃料板等开展了辐照效应，尤其力学效应的多尺度计算模拟，针对燃料颗粒分布、堆内非均匀辐照、温度等主要影响因素进行了详细的分析，找出了影响的原因和规律。.4..测得了核燃料包壳管的微动磨损和疲劳特性，计算分析了主要影响因素与规律：针对微动磨损与微动疲劳等较常见的微动损伤问题开展了实验和理论分析工作，提出了一种获得发明专利授权的微动疲劳实验方法，并测得了锆合金管微动疲劳下的S-N曲线与磨坑形貌；提出了一种较高效的网格更新方法，基于有限元应力分析、磨损与多轴疲劳模型编制了软件包，模拟和分析了微动磨损和微动疲劳过程及主要影响因素。.研究成果为建立核材料辐照损伤的多尺度模型打下了基础，也可用于反应堆燃料元件辐照效应的计算模拟和分析，以及新一代反应堆燃料元件的开发设计。