氦离子辐照对烧结多晶碳化硅的压痕蠕变和断裂韧性的影响

《Journal of Nuclear Materials》：Effects of helium ion irradiation on indentation creep and fracture toughness of sintered polycrystalline silicon carbide

　　

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  多晶碳化硅（SiC）断裂韧性的初始上升和随后的下降是由He2?诱导的微裂纹和非晶化引起的。
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  辐照后，多晶SiC的蠕变从晶界滑移控制转变为位错攀移控制。
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  He2?辐照有效提高了多晶SiC的断裂韧性并抑制了蠕变，直至辐照剂量达到1×101? ions/cm2。

引言

碳化硅（SiC）因其卓越的性能，已成为事故容耐燃料（ATF）的首选候选材料之一，引起了广泛关注。它在热中子环境中具有低的中子吸收截面，较高的位移阈值能在同等辐照注量下导致更低的每原子位移数（dpa）。材料的高热导率有助于反应堆堆芯的高效传热。SiC表现出优异的化学稳定性，在高温下能抵抗燃烧、腐蚀和磨损，同时在辐照后仍保持有利的力学性能。然而，SiC固有的断裂韧性较低；单晶SiC在低应力水平下会出现明显的开裂[1,2]。例如，6H-SiC在恒定载荷10 mN的纳米压痕测试下会出现表面开裂[3]。虽然多晶SiC（实际应用中使用的材料）相对于单晶显示出改进的断裂韧性，但其数值仍然较低（2.6-6.4 $\text{MPa}·\sqrt{\mathrm{m}}$）[4,5]。因此，复合材料已成为解决这一局限性的有效方案。其性能强烈依赖于纤维、基体以及特别是纤维-基体界面的性能。例如，现代第三代SiC纤维氧含量极低且接近化学计量比，具有较高的拉伸强度和优异的耐高温性能，但在室温下仍然昂贵且相对脆性。碳纤维的拉伸强度高于SiC纤维，但其性能在高温氧化环境中明显下降。碳纳米管具有卓越的理论强度，少量的添加即可显著提高基体性能，但由于分散性差、界面载荷传递效率低以及生产成本高，其实际应用受到限制。此外，天然纤维如菠萝纤维、玄武岩和麻纤维也被探索作为复合材料的增强材料。R. Venkatesh等人[[6], [7], [8], [9], [10], [11], [12], [13]]对聚乙烯基复合材料进行了一系列研究，系统调查了玄武岩纤维、碳纳米管（CNTs）和TiO₂纳米颗粒对其力学性能的影响。结果表明，这些增强材料的引入可以在不同程度上提高复合材料的拉伸强度、抗冲击性能和延展性，凸显了基于纤维和纳米粒子的改性策略在提高聚合物基复合材料整体力学性能方面的有效性。多晶SiC的蠕变行为对核应用至关重要。例如，在高温蠕变过程中，未充分协调的晶界滑移可能诱发晶间开裂，导致包壳失效和严重事故。Nixon等人研究了1770–2020 K、34–373 MPa下α-SiC的压缩蠕变，发现较大的晶粒尺寸降低了稳态蠕变速率，晶界滑移和位错滑移均有贡献[14]。Katoh等人在100 MPa应力、640–1080 °C下观察了中子辐照（0.7–4.2 dpa）的聚/单晶SiC；各向异性位错环对宏观蠕变应变的贡献很小，表明未表征的基体缺陷起到了作用[15]。Lang等人发现位错在滑移带上的滑移和B₄C析出物是1670–2073 K、138–414 MPa下烧结α-SiC蠕变机制的主要因素，晶界滑移在较低温度下由晶界扩散介导，在较高温度下转变为晶格扩散控制[16]。虽然电子/γ射线对SiC的损伤可以忽略不计，但辐照蠕变研究主要关注离子/中子损伤。氦离子作为气态核反应产物尤其相关，其对抗断裂韧性和蠕变的复杂影响需要研究。Daghbouj等人报告，在600–750 °C下He²⁺辐照促进6H-SiC中氦板片的形成而非气泡，由面外应变驱动[17]。在多晶材料中，氦优先偏聚到晶界；开放的晶界结构有利于偏聚和迁移[18,19]。可以看出，氦辐照对多晶SiC晶界和晶内的损伤可能影响辐照后的蠕变行为和断裂韧性。氦离子辐照通过点缺陷、氦-空位团簇、气泡、板片、位错环和肿胀的耦合演化来影响蠕变和断裂韧性。氦增强肿胀在中等温度下最为明显，而高温辐照促进氦扩散、气泡/板片形成和缺陷回复。这些过程可能通过增加缺陷辅助扩散和肿胀应变来加速辐照蠕变，并可能通过诱发辐照硬化、局部拉应力、晶界弱化以及由过压气泡或板片引发的裂纹萌生来降低断裂韧性。在核设施中，材料断裂韧性和蠕变行为的变化可能显著影响整体安全。例如，反应堆通道中的管道破裂可能导致放射性废水泄漏；核燃料包壳的破裂可能导致冷却水与核燃料直接接触，导致燃料碎片化；如果包壳由锆合金制成，破裂可能触发剧烈的氢释放反应，导致堆芯熔毁。因此，研究氦离子辐照与SiC蠕变行为和断裂韧性之间的关系及相互作用机制具有重要意义。

关于燃料包壳材料，SiC已在TRISO燃料元件中得到实际应用，结果显示与传统锆合金包壳相比，它在稳定性与安全性方面具有显著优势[[9], [10], [11]] [20,21]。此外，SiC材料已被提议用于反应堆流道或涡轮叶片（直接应用或作为涂层），这些部件的工作环境条件与包壳材料截然不同[[22], [23], [24], [25]]。它通常承受290 °C至350 °C的温度，其经历的侵蚀或机械应力显著增加了断裂风险。与包壳界面高达1,200 °C的高温环境相比，SiC在300 °C下的缺陷存活概率和氦气泡成核阈值可能差异显著。由此产生的SiC断裂韧性和蠕变行为的变化需要单独调查，这对于核设施的整体安全评估至关重要。因此，本文主要评估300 °C下He²⁺辐照多晶SiC的力学性能，包括辐照引起的蠕变行为和断裂韧性的变化。它从微观层面分析了辐照诱导缺陷和非晶区域如何影响微裂纹扩展、位错运动和晶界滑移，从而揭示断裂韧性和蠕变行为变化的机制。

章节摘录

材料制备

本研究使用烧结多晶SiC（密度：3.04 g/cm3，合肥科晶材料技术有限公司）。图1(a)显示了未辐照样品的XRD图谱，揭示出两个主要相：97.4%的6H-SiC和少量4H-SiC。图1(b)显示了通过扫描电子显微镜（SEM，Thermo Fisher，Apreo S）获得的样品表面形貌。结果表明，样品表面存在孔洞，平均孔径为1.08 μm。实际上，这些孔洞

断裂韧性

图4(a)、(b)和(c)分别展示了在300 °C下，辐照剂量为1×10¹⁶ ions/cm²（0.2 dpa）、5×10¹⁶ ions/cm²（1 dpa）和1×10¹⁷ ions/cm²（2 dpa）的样品的SEM观察压痕形貌。可以观察到，在图4(a)中，压痕尖端出现明显的向外延伸的裂纹，而在图4(b)中，裂纹长度缩短。最终，在图4(c)中，当辐照剂量达到1×10¹⁷ ions/cm²（2 dpa）时，压痕尖端没有出现裂纹

结论

本研究调查了1.4 MeV He²⁺辐照多晶SiC的断裂韧性和蠕变行为变化。通过观察氦聚集形成的微裂纹和位错演化，解释了辐照后断裂韧性先升后降以及抗蠕变性能增强的机制。具体结论如下：

• 1)
  材料的断裂韧性表现出先升高后降低的趋势

主要新颖性与意义声明

碳化硅（SiC）陶瓷是核反应堆下一代事故容耐燃料（ATF）系统的关键候选材料之一，凭借其卓越的中子透明度、热稳定性和耐腐蚀性而备受重视。重要的是，氦（He）——核嬗变的普遍副产物——会对材料造成微观结构损伤，导致其力学性能退化，从而危及核设施在材料服役期间的安全性。

CRediT作者贡献声明

田一年：撰写–原稿，可视化，验证，方法论，调查，形式分析，数据管理。 张伟：验证，方法论，调查，数据管理。 李建：验证，方法论。 崔明欢：资源。 程兆怡：方法论。 孙亮婷：资源。 冯宇辰：资源。 孙建荣：撰写–审阅与编辑，监督，资源，项目管理，方法论，调查，资金获取，概念化。

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