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Mar 10, 2024

Blick ins Innere von verstrahltem Stahl

Eines der Grundprinzipien der Materialwissenschaft ist, dass die innere Mikrostruktur eines Materials die Materialleistung steuert. Aus diesem Grund bestand schon immer ein großes Interesse daran

Eines der Grundprinzipien der Materialwissenschaft ist, dass die innere Mikrostruktur eines Materials die Materialleistung steuert. Aus diesem Grund bestand schon immer ein großes Interesse an der Untersuchung und Klassifizierung der inneren Strukturen von Materialien, um deren Leistung zu verstehen und vorherzusagen. Der Großteil dieser Arbeit wurde durch die kontinuierliche und rasch fortschreitende Entwicklung mikrostruktureller Analysetechniken unterstützt, um immer kleinere Bereiche der Materialstruktur bis hin zur atomaren Ebene zu untersuchen.

Die Informationen auf atomarer Ebene sind entscheidend, um die internen Veränderungen im Material zu verstehen. Die größte Herausforderung besteht jedoch darin, dieses Verständnis mit der Leistung realistischer Materialstrukturen zu verknüpfen. Wir waren daran interessiert, auf atomarer Ebene Informationen zu sammeln, um zu verstehen, wie sich tatsächliche Strukturen unter realen Anwendungsbedingungen verhalten. Können wir die Haltbarkeit einer Struktur anhand unserer Materialcharakterisierung auf atomarer Ebene verstehen?

Bestrahlte Stahlkonstruktionen werden seit langem für den Bau nuklearer Systeme verwendet und haben für Anwendungen in der nächsten Generation fortschrittlicher Kernreaktorsysteme hohe Priorität. Für fortgeschrittene Kernsysteme haben Stähle mit Zusammensetzungen von Fe-9 bis 12Cr das größte Interesse und die größten experimentellen und Modellierungsaktivitäten auf sich gezogen. Diese Arten von bestrahltem Stahl wurden in modernen Nuklearsystemen verwendet und sind für zukünftige Systeme von großem Interesse, da sie resistent gegen innere Schäden sind, die durch Strahlung verursacht werden. Die Einwirkung intensiver Strahlungsfelder in einem Kernreaktor kann die mechanischen Eigenschaften des Materials drastisch verändern und die physikalischen Abmessungen des Materials verändern. Die Suche nach Materialien, die diesen Veränderungen standhalten, ist für den Lebenszyklus und die Sicherheit von Reaktoren von entscheidender Bedeutung.

Hier beschreiben wir experimentelle Entdeckungen an Fe-9- bis 12-Cr-Modell- und kommerziellen Stahllegierungen, um zu zeigen, was im Inneren von bestrahltem Stahl passiert, wenn er in einem in Betrieb befindlichen Kernreaktor intensiven Strahlungsfeldern bei erhöhten Temperaturen ausgesetzt wird. Unsere Materialien wurden im Advanced Test Reactor (ATR) des Idaho National Laboratory (INL) bestrahlt. Sie wurden Neutronenbestrahlungen mit bis zu 10 Verschiebungen pro Atom (dpa) ausgesetzt. Der Gütefaktor für Strahlenschäden, dpa, gibt an, wie oft im Durchschnitt jedes Atom im Material aus seiner normalen Position an eine andere Stelle im Material geschleudert wurde. 10 dpa bedeutet, dass jedes Atom im Material während der Bestrahlung zehnmal von seiner Ausgangsposition an einen anderen Ort gestoßen oder verschoben wurde. Im Durchschnitt befinden sich also nicht alle Atome im Material an den gleichen Positionen, an denen sie begonnen haben. Viele von ihnen fallen in ihre normalen Positionen im Kristallgitter des Materials zurück, aber einige bewegen sich und verbinden sich mit anderen „verschobenen“ Atomen, um „Defekte“ oder Cluster zu bilden, die sich von der Ausgangsstruktur unterscheiden.

Es ist möglich, die Entwicklung von Defektclustern in bestrahltem Stahl zu beobachten. Mithilfe hochenergetischer Ionenstrahlen, die in ein Transmissionselektronenmikroskop gerichtet werden, werden Schäden in Kernreaktoren stimuliert. Diese Technik liefert ein klares Bild der Art und Weise, wie kleine Defektcluster bei Strahlenschäden entstehen und wachsen. Die kleinen „schwarzen“ Punkte, die sich bei Bestrahlung bilden (siehe Abb. 1), sind kleine Ansammlungen von Atomen, die „verschoben“ und zusammengeschoben wurden, um kleine Ansammlungen zu bilden. Diese Cluster wirken als Verstärkungsmittel, um das Material fester zu machen, neigen aber auch dazu, das Material spröder zu machen.

Die in Abb. 1 dargestellten Bestrahlungsschadensstrukturen geben einen Hinweis darauf, was bei der Bestrahlung einer kleinen, dünnen Materialscheibe passieren kann. Für reale Reaktorbedingungen ist es von Vorteil, Materialien zu betrachten, die in einem in Betrieb befindlichen Reaktor bestrahlt wurden. Wir haben diese Art von Materialien untersucht, beispielsweise bestrahlten Stahl, der im ATR am INL bestrahlt wurde. Beim ATR handelt es sich um eine Anlage, in der große Mengen experimenteller Materialien bestrahlt werden können, um Schadensniveaus zu erreichen, die für aktuelle und fortschrittliche Kernenergiesysteme von Interesse sind.

In Abb. 3 zeigen wir den gleichen kommerziellen Stahl, T91 (Fe-9Cr-1Mo), aus Abb. 1 nach Bestrahlung in ATR über drei Dosisstufen bei zwei Temperaturen. Die Defektstrukturen in der oberen Reihe ähneln denen in Abb. 1. Bei höheren Temperaturen entwickeln sich die Defektstrukturen schneller, was darauf hindeutet, dass die Bestrahlungstemperatur ebenfalls ein wichtiges Element ist, das die Leistung eines Materials bestimmt.

Wir haben uns auch Modelllegierungen mit einfacheren Zusammensetzungen angesehen. Beispielsweise zeigt Abb. 4 einen bestrahlten Fe-10Cr-Modellstahl. Einige der Strahlungsdefekte ähneln der T91-Legierung, es gibt jedoch auch einige größere Defektstrukturen, die aufgrund der einfacheren Zusammensetzung in diesem modellbestrahlten Stahl entstehen. Ein Grund für diese größeren „Schleifen“-Strukturen ist, dass die zusätzlichen Legierungselemente in den T91-Stählen dazu neigen, das Wachstum der großen „Schleifen“-Strukturen bei niedrigen dpa-Dosen zu verlangsamen.

Die Folgen der zusätzlichen Legierungselemente im T91-Stahl im Vergleich zum einfacheren Fe-9- oder 10Cr-Stahl lassen sich anhand der Art und Weise erkennen, wie sich die anderen Legierungselemente während der Bestrahlung verhalten und bewegen. In vielen Fällen bilden die Nebenlegierungselemente eigene Clustertypen, die sich nachteilig auf die Leistung des bestrahlten Stahls auswirken können. Der beste Weg, die Anhäufung verschiedener Elemente in den bestrahlten Stählen zu untersuchen, ist die Verwendung der Atomsondentomographie (APT), bei der die Atome an der Spitze einer „Nadel“ Schicht für Schicht abgetragen und durch die Art der Atome charakterisiert werden Sind. Ein Beispiel hierfür ist in Abb. 5 für HT9, eine kommerzielle Fe-12Cr-Legierung, dargestellt, bei der sich Mn, Ni, Si und P während der Bestrahlung entmischen und eine bestimmte Art von Defektclustern bilden. Es ist zu erkennen, dass sich mit zunehmender Bestrahlungsdosis die kleinen Defektcluster aus Mn-Ni-Si und etwas P entwickeln. Diese Cluster wachsen in eine neue Phase, die G-Phase, mit einer Zusammensetzung aus Ni16Mn6Si7, die ebenfalls schädliche Auswirkungen auf die Leistung des Stahls haben kann.

Diese mikrostrukturellen Merkmale aus der Transmissionselektronenmikroskopie und der Atomsondentomographie sind sehr hilfreich, um zu verstehen, wie sich das „Innere“ der Stähle während einer Strahlenschädigung in Abhängigkeit von der Strahlendosis und der Temperatur verändert. Wir sind auch daran interessiert zu verstehen, wie sich diese internen Veränderungen der Mikrostruktur des Materials auf die mechanischen Eigenschaften des Materials auswirken. Realistische mechanische Eigenschaften müssen in einem viel größeren Maßstab gemessen werden als mikrostrukturelle Messungen. Um diese Effekte zu untersuchen, verwenden wir hochenergetische Röntgenstrahlen, um auch in das Innere des Materials zu schauen, wenn es Spannungen oder mechanischer Belastung ausgesetzt ist. Diese Forschung wurde an der Advanced Photon Source (APS) des Argonne National Laboratory durchgeführt. Mithilfe einer Synchrotronquelle mit hochenergetischer Röntgenstrahlung können wir dem bestrahlten Stahl „zusehen“, wie er sich unter der angelegten Belastung verformt. Mithilfe einer Kombination aus Nahfeld- und Fernfeld-Beugungsinformationen ist es möglich, sowohl die innere Struktur des Materials als auch die kristallografischen Informationen über jedes innere „Korn“ zu rekonstruieren. In den Bildern oben betrachten wir normalerweise jeweils einen Teil eines Korns oder einen bestimmten Kristallabschnitt. Für die APS-Arbeit können wir viele Körner oder einzelne Kristalle betrachten, um ihr kooperatives Verhalten bei Verformung zu sehen. Dies liefert ein realistischeres Bild davon, wie sie sich in einer realen Anwendung verhalten werden.

Die Strahlungsschadensstrukturen für die Fe-10Cr-Legierung sind in Abb. 4 dargestellt. Wir haben das Verformungsverhalten der gleichen Modelllegierung Fe-10Cr unter Zugbelastung untersucht. In Abb. 6 sind die Strukturen und Orientierungen verschiedener Körner im unbestrahlten Fe-9Cr-System dargestellt. Durch den Vergleich der Kornformen ist es möglich, das Ausmaß der Veränderung der Kornformen aufgrund der Belastung des Materials über die Streckgrenze hinaus zu erkennen, sodass eine gewisse verbleibende bleibende plastische Verformung vorliegt. Ein wichtiger Punkt ist, dass sich alle Körner gemeinsam verformen müssen, um die Verformung ihrer benachbarten Körner auszugleichen. Dies liefert ein vollständiges Bild des Verhaltens eines großen Materialabschnitts während der Verformung.

Aufgrund der Fähigkeit, verschiedene Körner, ihre Ausrichtung und ihre benachbarten Körner zu identifizieren, ist es möglich, einzelne Körner auszuwählen, um das Ausmaß ihrer inneren Verformung zu bestimmen. Abb. 7 vergleicht die Änderungen der inneren Spannung in einem einzelnen Korn aufgrund seiner Verformung und dem Einfluss der umgebenden Körner auf seine Belastungsreaktion.

Diese Ergebnisse ermöglichen es uns, den steuernden Verformungsmechanismus von bestrahlten gegenüber unbestrahlten Fr-9-12Cr-Stählen zu bestimmen. Da wir in den sich verformenden bestrahlten Stahl hineinschauen und einzelne Körner und ihre Reaktion auf die Belastung und ihre Umgebung heraustrennen können, können wir bestimmen, wie sie sich unter Belastungsbedingungen in einem in Betrieb befindlichen Kernreaktor verhalten.

Die oben beschriebene Fe-Cr-Legierung enthält keinen nennenswerten Kohlenstoff. Kohlenstoff ist ein wichtiger Zusatzbestandteil in diesem Legierungssystem, der für Festigkeit sorgt. Die Verstärkung entsteht durch die Bildung innerer Karbide, wenn sich der Kohlenstoff entweder mit Cr oder Fe verbindet, um (Cr,Fe)23C6 (normalerweise M23C6, wobei M für Metall steht und entweder Cr oder Fe oder beides ist) oder andere mögliche Karbide zu bilden. Während der Belastung sorgen die Karbide, die extrem fest sind und Verformungen verhindern, für eine Verfestigung. Für Fe-9Cr-C-Modelllegierungen haben wir das Verhalten der Karbide während der Belastung untersucht, um ihren „Anteil“ an der Belastung aufzunehmen. Diese Forschung nutzt auch das Advanced Photon System am Argonne National Laboratory, um zu bestimmen, wie die Karbide im Stahl die Last „aufteilen“, wenn der Stahl einer Belastung ausgesetzt wird. Diese Lastverteilung ist eine der wichtigsten Möglichkeiten, mit denen Karbide bestrahlten Stahl verstärken.

Die experimentellen Ergebnisse zeigen uns, dass die M23C6-Karbide elastische Festigkeitseigenschaften aufweisen, die von ihrer Kristallorientierung abhängen. Durch die Untersuchung ihrer Belastungseigenschaften von einem Einkristall bis hin zu Multikristallen und verschiedener M23C6-Gehalte stellen wir fest, dass trotz der starken Richtungsabhängigkeit der Festigkeit (Einkristall) die Beiträge von M23C6 zur Festigkeit der Stähle in multikristallinen Strukturen, in denen sie vorhanden sind, viel gleichmäßiger sind Orientierungen sind zufällig orientiert. Bei sehr hohen Gehalten an inneren Karbiden kehrt jedoch ihr starker Einfluss auf Richtungsunterschiede in der Festigkeit zurück. Für realistische Systeme sind 4 % M23C6 in der Fe-9Cr-0,1C-Matrix typisch.

Die Reaktion von Materialien auf die Einwirkung hoher Strahlenbelastung ist seit Beginn des Atomzeitalters ein wichtiges Thema. In dieser Zeit wurden Technologien zur Analyse von Veränderungen in der Mikrostruktur von Materialien erfolgreich eingesetzt, um strahlungsbedingte Defekte abzubilden. Zur Materialprüfung wurde die Post-Irradiation-Prüfung (PIE) eingesetzt. Die Entwicklung der Transmissionselektronenmikroskopie in den letzten 50 Jahren hat neue Erkenntnisse gebracht, und die Atomsondentomographie hat eine Auflösung auf atomarer Ebene ermöglicht. Bei der Transmissionselektronenmikroskopie werden üblicherweise Volumina bestrahlter Materialien in der Größenordnung von 10-19 bis 10-20 m3 untersucht, während bei der Atomsondentomographie noch kleinere Materialvolumina von etwa 10-21 m3 untersucht werden. Hierbei handelt es sich um sehr kleine Materialmengen, die möglicherweise nicht das volle Ausmaß der Auswirkungen der Bestrahlung auf die Materialleistung erfassen. Wir haben in neueren Forschungen gezeigt, dass der Einsatz von Synchrotronquellen Materialvolumina in der Größenordnung von 10-9 m3 oder um Größenordnungen größere Volumina untersuchen kann. Dies eröffnet die Möglichkeit, die Auswirkungen von Strahlenschäden „im Inneren“ bestrahlter Materialien von Kernreaktoren in einem wichtigen Maßstab für realistische Anwendungen zu untersuchen und zu charakterisieren. Dieser Ansatz hat einen neuen Einblick in die Materialleistung mit realen Auswirkungen auf die Entwicklung und Anwendung von Kernmaterialien eröffnet. Diese Technologie hat es uns wirklich ermöglicht, in bestrahlte Stähle zu „blicken“.

Die hier beschriebene experimentelle Arbeit wurde in großen wissenschaftlichen Nutzereinrichtungen des US-Energieministeriums (DOE) mit Hilfe ihres hervorragenden technischen und wissenschaftlichen Personals durchgeführt. Dazu gehören die Nuclear Science User Facilities (NSUF): der Advanced Test Reactor, das Center for Advanced Energy Studies – Microscopy and Characterization Suite, die Hot Fuels Examination Facility am Idaho National Laboratory und die IVEM-Tandem-Anlage am Argonne National Laboratory. Die Hochleistungs-Röntgenexperimente wurden an der Advanced Photon Source des Argonne National Laboratory durchgeführt. Auch die Unterstützung des Forschungsteams durch DOE, NRC und NNSA war für diese Forschung von entscheidender Bedeutung.

Bitte beachten Sie, dass dieser Artikel auch in der vierzehnten Ausgabe unserer vierteljährlichen Publikation erscheinen wird.

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