Page 18 - 《爆炸与冲击》2026年第10期

第 46 卷 叶想平，等： 辐照-预应力和冲击耦合作用下金属硬化和脆化规律与微观机理实验研究进展 第 10 期

causal relationship between dislocation channels and irradiation-induced hardening and embrittlement mechanisms require
thorough investigation; (2) equivalent dose-rate assessment methods for metal hardening and embrittlement induced by
different irradiation particle sources need to be strengthened; (3) the hardening and embrittlement mechanisms of structural
metals in nuclear reactors under prestress and neutron irradiation conditions require further investigation; and (4) research on
the impact behavior of prestressed and neutron-irradiated metals urgently needs to be initiated, while safe and efficient
experimental techniques for characterizing the dynamic properties of neutron-irradiated metals must be developed immediately.
This review is expected to provide a scientific basis and research methodology for future investigations into the hardening and
embrittlement behavior and mechanisms of metals under irradiation-prestress conditions, as required in major national projects
such as nuclear reactor life extension and the development of advanced reactors.
Keywords: irradiation damage; pre-stress; strain rate; mechanical properties; microscopic mechanisms

反应堆内结构金属在服役期遭受高能粒子（尤其是中子）辐照，造成晶格原子离位损伤，并演化生成
大量空位和间隙原子缺陷（孔洞、位错环、四面体、团簇等），还可能引起元素偏析、第二相生成与溶解、
晶界迁移等效应，这些辐照损伤结构最终会导致金属性能发生显著退化，例如：硬化、脆化、肿胀和蠕变
等，进而威胁反应堆运行的安全性和可靠性 [1-6] 。因此，反应堆结构金属在辐照条件下性能的退化一直都
是核安全领域的关键问题 [4-9] 。
目前，工程上为保障反应堆安全，通常在建堆时即放入一定数量的监督试样，而后定期取出监督试
样开展冲击功实验，获取材料的韧脆转变温度数据，由此建立材料韧脆转变温度随反应堆中子剂量的变
化规律，以此掌握结构金属的辐照脆化特性，并指导反应堆安全运行，且相关研究长期以来保障了反应堆
的运行安全 [1-2,10-11] 。然而，反应堆存在大量结构件，例如：压力容器（reactor pressure vessel, RPV）、燃料包
壳和管路等，这些结构件在承受应力的条件下受到高能粒子辐照，由于实验研究难度大等原因，以往研
究大多仅关注辐照剂量对材料性能退化的影响，较少考虑预应力这种典型服役工况 [12-19] 。早在 1977 年，
Brager 等 [12,15] 采用填充惰性气体的薄壁胶囊样品研究了预拉伸应力对中子辐照 316 钢内部缺陷的影响
规律，发现预拉伸应力能够将辐照缺陷数密度提高 2～4 倍；而后，Xu 等 [20] 基于 3 MeV 质子辐照预拉伸
应力 T91 钢的显微分析结果发现，预拉伸应力越大，位错环外法向沿预应力方向择优取向性分布越严
重；最近，Ye 等 [21] 研究了预拉伸应力对中子辐照高纯铝微结构和宏观拉伸性能的影响，发现预拉伸应力
在微观上提高了辐照孔洞数密度，但宏观上却表现出延缓辐照硬化（屈服强度降低 16%～35%，这与辐照
硬化理论计算值之间表现出趋势性矛盾）和脆化（塑性失稳应变提高 7%）的特性，并认为这可能与预应
力诱导辐照缺陷外法向沿预应力方向发生择优取向性分布有关。以上研究表明，预应力能够显著且复
杂地改变辐照金属材料的微结构，从而导致预应力辐照金属的硬/脆化规律与现有理论预测结果之间出
现较大偏差 [12-13,21-26] 。因此，零应力辐照与真实工况预应力辐照条件下金属的硬化和脆化规律可能存在
偏差，导致反应堆结构安全评估结果可能过于乐观（降低安全性）或过于保守（降低经济效益） [4,11,21,27-28] 。
由于反应堆在正常服役条件下极少涉及冲击载荷，导致冲击条件下辐照金属的动力学性能研究长
期未能得到关注 [29-31] 。然而，伴随国际安全局势的持续恶化，核反应堆（能源堆和动力堆）在战时被攻击
已成为可能，这对辐照金属的动力学性能退化行为研究提出迫切需求 [32] 。更重要的是瞬态冲击载荷引
起的应变率效应通常也会导致材料硬化和脆化 [29,33-34] ，当其与辐照硬化和脆化效应耦合后，极有可能进
一步恶化材料的力学性能，进而威胁反应堆的安全性和可靠性。然而，由于实验研究难度大、费用高、
周期长等原因，对辐照金属动力学性能退化的实验研究 [29,33] 鲜有报道。
针对金属材料在反应堆服役工况下动力学性能退化规律与机理研究的迫切需求，本文详细介绍辐
照和预应力对金属硬化和脆化效应的影响规律与机理，以及辐照金属在冲击载荷作用下的动力学行为
实验研究现状，总结现有实验研究中的不足与存在的问题，并对后续辐照-预应力和冲击耦合作用下金属
力学性能的变化规律与机理实验研究以及实验技术发展提出建议，以期为进一步保障反应堆的安全性
和可靠性以及提高反应堆全寿命周期的经济效益提供支撑与指导。

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