高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置的制造方法
【专利说明】高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置
[0001]
技术领域
[0002]本发明涉及核工程领域，更具体地，涉及一种高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置。
【背景技术】
[0003]随着我国国民经济的快速发展，能源供应正在成为制约我国经济、社会和环境发展的瓶颈，人们对于核能在我国能源可持续供应中的重要地位已逐渐形成共识。作为核反应堆建造的基础，核材料是保证其安全性、可靠性和经济性的关键。核技术的每一步进展都与材料辐照性能的改进密不可分，因此相关的研究工作一直受到格外的重视。
[0004]当前研究反应堆材料辐照性能的最重要的手段是入堆辐照，然后利用热室设备对出堆后的样品进行检验和测试。但是，无论是堆内辐照还是辐照后试验都面临着程序多、周期长、费用高等问题。为了充分利用宝贵的受辐照材料，同时减少γ射线对样品温度的影响以及降低大尺寸样品内部的辐照梯度，国内外又发展了多种利用小样品进行辐照性能研究的方法。
[0005]在诸多适用于小样品测试和微纳测试的方法中，仪器化压痕方法(instrumentedindentat1n)方法由于空间分辨率高(尤适合燃料包壳等薄壁材料体系以及焊接部位等非均质材料体系)、所需样品尺寸小、可进行原位测试、可进行多种力学量(弹性模量、硬度、屈服强度、应变硬化、断裂韧性、蠕变激活能和应力指数、粘弹性参数、焊接残余应力等等)的测量及综合成本低等优点，近几年来在核材料的辐照硬化、辐照损伤、回火脆化和疲劳变形等重要问题的机理研究上获得了重要的应用，已经成为核材料性能评估和辐照效应研究的有力工具。然而，由于常规的微\纳压痕设备只能在室温下工作，上述研究工作也都是在室温下对辐照后的材料进行检测和表征，获得的数据尚不能充分反映材料在实际的高温辐照环境下的力学特性。特别是考虑到新概念堆型的工作温度更高(比如法国凤凰钠冷快中子堆冷却剂出口温度达560°C，我国石岛湾高温气冷示范堆的冷却剂出口温度达750°C以上)，利用室温压痕设备获得的力学性能数据和实际工况下的材料特性势必相差更远。因此发展适用于研究材料辐照效应研究的高温压痕设备和相应的测试方法就显得尤为必要。
[0006]在辐照的过程中，材料不断地产生贫原子区、间隙原子、空位等各类缺陷，这些缺陷不断扩散、演化、发生相互反应，还和材料的固有缺陷如位错、沉淀粒子、晶界等相互作用，引起材料的微观组织结构和宏观力学性能发生变化。这个过程是一个热激活的动态过程，温度直接影响着缺陷演化和相互作用的速率。目前普遍采用的辐照后(POSt-1rradiat 1n)检验虽然可以控制样品的温度，但样品再经转移运输、重新加热等过程后，其内部的缺陷分布、微观组织结构和辐照时相比已经有所变化，因此发展原位(Insitu)测试方法，即边辐照边测试方法，对研究辐照缺陷演化及材料的疲劳和蠕变等动态过程就特别有价值。
[0007]综上可以发现，微\纳压痕方法已成为研究材料辐照效应的有力工具，高温压痕设备和方法也在多个领域需求的驱动下获得了重要的进展，但应用高温压痕方法研究材料辐照效应的工作仍远不充分，亟需在测试设备和测试方法上开展深入的研究。
【发明内容】
[0008]本发明为克服上述现有技术所述的至少一种缺陷(不足)，提供一种高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置。
[0009]为解决上述技术问题，本发明的技术方案如下:
一种高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置，包括高温辐照器、用于加热样品的加热器、辐照准直器、压头、轴套、控制器和驱动器；所述高温辐照器内有空腔且开设有第一直线通孔和第二直线通孔，所述第一直线通孔的一个口位于高温辐照器的一个侧面且该第一直线通孔与空腔相通；所述第二直线通孔的一个口位于高温辐照器的顶面且该第二直线通孔与空腔相通；此外，高温辐照器还开设有第三直线通孔，所述第三直线通孔位于高温辐照器的一个侧面且该第一直线通孔与空腔相通。
[0010]所述加热器位于高温辐照器的空腔内，所述辐照准直器通过第一直线通孔与空腔连通并正对样品，所述轴套位于第二直线通孔内，压头安装在轴套底部；所述驱动器用于驱动压头，所述控制器与加热器和驱动器连接。
[0011]上述技术方案，在需要对样品进行辐照时，将样品置于加热器上，并通孔控制器控制加热器进行加热，辐照射线或粒子通过准直器对样品进行照射。在辐照和加热过程中，如需进行力学测试，控制器控制驱动器带动压头以指定的速度压入样品，控制器连续记录压入力和压入深度。
[0012]本技术方案的原位测试装置是一种在样品经受辐照时能对样品进行加热并进行原位力学测试的显微压痕装置，为评估高温辐照环境下新型核材料的可靠性以及在微细观尺度上开展辐照缺陷和损伤研究提供一种新型的、高精度的表征手段。
[0013]进一步地，为了更好的对样品进行加热，所述加热器包括第一加热器和第二加热器，所述第一加热器位于高温辐照器的空腔底部的中心，且样品放置在所述第一加热器上，所述第二加热器位于空腔顶部，与第一加热器正对。
[0014]进一步地，为了保护高温辐照器，所述加热器与高温辐照器的内壁之间设有隔热层。
[0015]进一步地，所述加热器为陶瓷电热片；所述隔热层为隔热陶瓷。
[0016]进一步地，为了实时监测加热器的温度，以达到对样品加热进行实时监控的目的，所述加热器上设有与控制器连接的温度传感器。上述温度传感器和加热器的引线穿过第三直线通孔与控制器连接。
[0017]进一步地，为了屏蔽产生的γ射线，所述高温辐照器位于辐射屏蔽室(如铅室)内。
[0018]上述高温辐照器除加热样品外，还需要保证样品不被氧化、本身不会将热量散发到显微压痕仪器上，故进一步地，所述原位测试装置还包括惰性气体保护模块和水冷模块；所述惰性气体保护模块包括与空腔连通的保护通孔，所述保护通孔用于注入的惰性气体对高温辐照器的空腔进行气体保护；所述水冷模块为若干个水冷通道，所述水冷通道分布在第一加热器下方和第二加热器两侧的高温辐照器处。
[0019]惰性气体保护模块由高温辐照器上的开孔引入，其开口通向高温辐照器内部的空腔，由于该高温辐照器内部为接近密封环境，在进行高温实验时，通过持续通入惰性气体，即可实现了加热室内部的惰性气体环境，进而防止了样品和压头的氧化。此外，上述原位测试装置的用电端和用水(水冷模块中的水冷通道)、用气端(惰性气体保护模块的保护通孔)不在同一纵面上，以保证该原位测试装置有效避免触电及短路事故。
[0020]进一步地，为屏蔽辐射，所述高温辐照器的空腔内壁、第一直线通孔及第三直线通孔内涂覆有辐照吸收层(硼)。
[0021]上述装置主要采用不锈钢和隔热材料，主要的技术参数和技术特征为:
(O最高实验温度:1000摄氏度；
(2)水冷模块中通入的水速度:~0.2m/s (自来水)；
(3)适用惰性气体:氩气等
与现有技术相比，本发明技术方案的有益效果是:本发明为一种高温辐照模拟环境下核材料力学性能的原位测试装置，是一种可在微米尺度上对核材料的高温辐照效应进行定量评估和表征的高温仪器化压入装置。该装置可在进行高温辐照的同时测量样品的弹粘塑性力学参数，这将为评估高温辐照环境下新型核材料的可靠性以及开展辐照缺陷和损伤研究提供一种极有创新性的手段。本发明首次对核结构材料在高温辐照环境下的力学性能演化进行了原位表征，为核材料的评估、选型及开展辐照效应研究提供了一种新型的、高分辨率的手段，为构造涵盖温度效应、应变率效应和辐照效应的统一型粘塑性本构模型提供了重要的依据。
【附图说明】
[0022]图1为高温辐照腔示意图。
【具体实施方式】
[0023]下面结合附