Page 19 - 《爆炸与冲击》2026年第10期
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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

                1    辐照金属的硬化和脆化规律与微观机理

                   以美国三大核武器实验室            [35-36] 、橡树岭实验室   [37-40] 、阿贡实验室  [12-13] 、俄罗斯核材料研究所     [41-42] 、欧
               盟和日本相关核物理实验室             [7,19,43-47]  为代表的国际先进实验室,国内原子能科学研究院               [27,48] 、近代物理研
               究所  [49] 、中国工程物理研究院       [30-31,50]  和核动力研究院  [51]  等为代表的国内研究单位开展了大量辐照金属
               硬化、脆化规律与机理实验研究。此外,辐照温度和实验温度等也能够显著影响材料的硬化和脆化性
               能,但本文主要关注辐照效应本身,因此关于温度的影响效应                          [4,42,52-53] ,暂不展开评述。

                1.1    辐照硬化效应与机理
                   高能粒子轰击促使金属原子离开原晶格点位,生成大量离位间隙原子和空位缺陷,这些间隙原子和
               空位最终演化为团簇、孔洞、位错环等缺陷                   [4-5] ,如图  1  [54]  所示。辐照剂量越高,材料内部积累的离位损
               伤越严重(通常用每个原子平均发生离位的次数表示损伤程度,displacement per atom, dpa),最终演化形
               成的辐照缺陷尺寸和数密度也越高                [4-5,55-56] 。

                  High-energy  Cascade of

                   particle  displacements                Complex atomic cluster        Dislocation loop
                                        Interstitial atom
                                                 Evolvement
                                                   process
                                                                             Collapse
                                          Vacancy                            process





                                            图 1    辐照缺陷生成与演化典型过程示意图         [54]
                                Fig. 1    Schematic of radiation-induced defect generation and evolution processes [54]

                   上述辐照缺陷在形变过程中阻碍位错滑移,且辐照剂量越高,缺陷的尺寸越大、数密度越高,对滑移
               位错的阻碍作用也越强,宏观上则表现为材料的屈服强度提高,即辐照硬化效应,如图                                      2(a) 所示。基于
                                                                                              [7]
               辐照强化理论可知,辐照缺陷尺寸和数密度乘积的平方根与强化应力成正比                                  [35-36,56-58] ,在辐照初期大量缺

                 300                                              1 000

                          0.3 dpa                                         Main hardening | saturation
                                0.2 dpa
                 240             0.1 dpa
                Engineering stress/MPa  180  0.01 dpa  Unirradiated  ΔYield strength/℃  100  3Cr-3WV (HFIR)

                                                                                        9Cr-1MoVNb (HFIR)
                                                                                        9Cr-1MoVNb-2Ni (HFIR)
                                                                                        9Cr-2WV (HFIR)
                 120
                                                                                        9Cr-2WVTa (HFIR)
                                                                                        9Cr-1MoVNb (LANSCE)
                                                                                        9Cr-2WVTa (LANSCE)
                                                                                        А533B-a (HFIR)
                  60                                                                    A533B-b (HFIR)
                                                                                        A533B-c (HFIR)
                                                                                        A212B (HFIR)
                                                                                        A36 (HFIR)
                   0       0.15    0.30   0.45    0.60    0.75      0.000 1  0.001  0.01  0.1  1   10   100
                                  Engineering strain                                 Dose/dpa
                     (a) Quasi-static tensile stress-strain curves of neutron  (b) The irradiation hardening characteristic changes
                               irradiation OFHC [7]                          near the saturation dose [55]

                                           图 2    中子辐照金属材料的准静态拉伸性能         [7,35]
                                 Fig. 2    Quasi-static tensile properties of neutron irradiation metallic materials [7,35]


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