BN-600反应堆低富集区中Cr16-Ni19奥氏体不锈钢燃料元件包壳在子辐照下位移级联的形成与演化

《Progress in Nuclear Energy》：Formation and evolution of displacement cascades in the fuel element claddings made of austenic steel Cr16-Ni19 under neutron irradiation in the low enrichment zone of the BN-600 reactor

　　

摘要

目前，奥氏体钢Cr16-Ni19被用作快中子反应堆燃料元件包壳的基本材料。当中子辐照作用于钢材时，位移级联的形成与演化是影响燃料元件耐久性的微观结构转变的第一阶段。本文首次应用改进的缺陷迁移统计模型来描述BN-600反应堆辐照过程中钢材内部发生的过程。这使得能够表征原子位移级联形成各阶段的缺陷演化过程：(i) 在动力学阶段估算钢材中点缺陷的产生速率；(ii) 在动力学阶段计算自发过程的速率，即同类缺陷的复合和复合物的形成；(iii) 对于残余的单缺陷，在热力学阶段评估缺陷从级联区域向晶体基体迁移的速率。采用解析表达式进行了拟合程序，以描述中子通量密度以及中子和原子的截面，这是位移级联计算中不常用的方法。为此目的，将中子能谱划分为特定的能量区间。利用解析描述工具，(i) 针对对应于BN-600反应堆低富集度堆芯中燃料元件辐照的条件进行了计算；(ii) 将计算结果与从反应堆获得的Cr16-Ni19钢辐照损伤数据进行了对比；以及(iii) 建立了利用BN-600数据进行结构变化理论表征的可能性。所得结果对于表征点缺陷向微观结构（汇）的流动及其在快中子反应堆燃料元件运行期间的演化具有重要意义。此前，科学文献中尚无针对工业快中子反应堆中如此极端高运行性能的系统化研究结果。

引言

通常，研究中子辐照下材料中的过程涉及以下辐照特性：温度、辐照损伤速率和损伤剂量。然而，辐照损伤速率及其相关剂量仅指明位移级联形成过程中的动力学阶段，而不能显示级联演化期间残留在晶体基体中的点缺陷数量。此前，曾提出缺陷迁移的统计模型来描述位移级联的形成与演化[Kozlov等, 2026]。该方法的特殊性在于应用概率论基础来描述点缺陷和复合物的演化过程。与传统蒙特卡洛弹道理论[Xu等, 2012; Adjanor等, 2025]和分子动力学方法[Nordlund等, 2018; Fan, 2025; Li等, 2025]不同，后者需要高端计算能力、系数调整和原子间势，所提出的方法不需要大量计算能力，而是处理标准参数，如相互作用粒子（中子和原子）的能量、截面、缺陷形成能和迁移能。该方法在[Kozlov等, 2026]中得到了成功应用，其中评估了铬在研究反应堆IVV-2M中辐照时缺陷的产生和积累速率，并辅以膨胀测量。结果表明理论结果与实验数据吻合良好。

从实际角度来看，对预计将成为反应堆堆内构件主要部分的各种钢材变化的研究具有重大意义，因为辐照期间结构变化演变的描述和理解使我们能够预测和延长使用寿命。影响快中子反应堆有效性的一个最关键因素是燃料组件的工作寿命，该寿命受燃料元件包壳材料的抗辐照性能限制。在现代快中子反应堆中，包壳由奥氏体钢Cr16-Ni19制成[Kozlov等, 2014; Kinev等, 2015; Blokhin和Chernov, 2021; Akkuzin等, 2024; Yanilkin等, 2025]。因此，研究高剂量中子辐照下铬镍钢中的过程具有重要的科学意义。通常，辐照效应的特性用辐照损伤速率（dpa/s）和损伤剂量（dpa）表示，这些由执行辐照的组织根据授权开发者编制和经Rosatom认证的计算机程序进行计算。这些程序中的计算针对的是位移级联形成的动力学阶段进行。然而，微观结构演化，特别是辐照孔隙率（其上限13%表明燃料组件已达到使用寿命耗尽），由产生的点缺陷向晶体基体释放的强度决定。

鉴于BN-600连续运行的特点，其反应堆堆芯经过改进，目前由3个具有不同铀-235富集度的燃料元件组成，即低富集度区、中富集度区和高富集度区[IAEA-TECDOC-1700, 2013; Korobeynikov等, 2023]。

因此，本研究的目的在于表征BN-600反应堆低富集度堆芯辐照期间Cr16-Ni19钢中位移级联的发展过程及其在动力学、动力学和热力学阶段的演化。不同阶段的过程顺序及其基本特性见表1。

此外，还估算了级联效率（即级联演化完成后残留的间隙原子和空位所占比例）。这些结果对于进一步评估BN-600中Cr16-Ni19钢包壳燃料元件的剩余寿命和工作极限是必需的。中子辐照的数据和特性由辐照组织提供，并结合使用现代数据库中关于Cr16-Ni19钢组分原子弹性散射截面的最新数据进行了调整。

缺陷迁移统计模型被作为主要模型用于表征位移级联的演化[Kozlov, 2009; Kozlov等, 2021; Yanilkin等, 2025]。所进行的计算提供了(i) 级联效率（位移级联演化终止后残留的点缺陷比例）的评估和(ii) 点缺陷纳入晶体基体的速率评估。这些参数是基本的，定义了燃料元件包壳材料中的结构变化。

材料与方法

本研究分析了BN-600反应堆低富集度堆芯中子辐照下燃料元件包壳中奥氏体钢Cr16-Ni19位移级联的形成与演化过程。标准钢的成分见表2。

基本元素为铁（约60%）、镍（约19%）和铬（约16%），总计约95%。Cr16-Ni19钢中基本元素的天然同位素组成见表3[Enghag, 2004]。

弹性散射

中子弹性散射截面及其能谱的解析描述

图1中展示了类似Cr16-Ni19钢的中子和平均原子弹性相互作用截面特征曲线，并给出了采用三阶多项式进行解析近似的能量范围：

$$\sigma_j(E_n) = b_{0j} + b_{1j} \cdot E_n + b_{2j} \cdot E_n^2 + b_{3j} \cdot E_n^3$$

其中，$\sigma_j(E_n)$ 为中子在Cr16-Ni19平均原子上的弹性散射截面（靶恩），能量区间$j$内的多项式系数为$b_{0j}$、$b_{1j}$、$b_{2j}$、$b_{3j}$；$E_n$为中子能量（MeV）。

能量范围界限为

结论

本研究使用缺陷迁移统计模型（而非分子动力学方法）计算了BN-600反应堆低富集度堆芯辐照期间奥氏体钢Cr16-Ni19燃料元件包壳中位移级联的产生与演化过程。

将中子能量范围划分为若干区间，在这些区间内利用公认的数据对钢材主要组分Fe、Cr和Ni的中子相互作用截面进行了平均处理

CRediT作者贡献声明

A.V. Kozlov：概念构思、数据整理、形式分析、方法论、软件、验证、原始草稿撰写。I.A. Portnykh：形式分析、方法论、验证、可视化。K.A. Kozlov：数据整理、可视化、审稿与编辑。

利益冲突声明

作者声明不存在可能影响本手稿所报告工作的已知竞争性经济利益或个人关系。

致谢

本工作是在俄罗斯联邦科学与高等教育部给予俄罗斯科学院乌拉尔分院金属物理研究所的国家级任务框架内，以及Rosatom关于提高快中子反应堆燃料组件最大燃耗的项目下完成的。

A.V. Kozlov | I.A. Portnykh | K.A. Kozlov

俄罗斯科学院乌拉尔分院米哈伊洛夫金属物理研究所，叶卡捷琳堡，620108，俄罗斯