热室内样品制备技术研究

王华才 程焕林 张林 宋武林 张婉婷 闫格

摘要：核电站能否安全高效运行取决于材料的可靠性。辐照后检验工作主要用于研究反应堆材料辐照性能。由于反应堆材料的高放射性，这类检验工作往往在热室内开展，检验人员远程操作存在着很多困难，尤其在燃料棒破坏性检验阶段，涉及燃料棒的的切割、微观分析样品和力学性能测试等一系列样品的制备工作。该文介绍了热室辐照后检验涉及了样品类型，以及样品制备的主要困难。开展了热室内燃料芯块样品和包壳样品制备技术的研究，重点研究了热室内燃料芯块金相样品的制备和包壳透射电镜（TEM）样品的制备技术，以掌握热室内样品制备工艺和流程，建立热室内样品制备技术。

关键词：热室微观分析样品力学样品样品制备技术

中图分类号：TG146.21文献标识码：A   文章编号：1672-3791（2021）01（a）-0000-00

The Research of Sample Technology in Hot Cell

WANGHuacai*  CHENGHuanlinZHANG LinSONG Wulin

ZHANG WantingYAN Ge

（China Institute of Atomic Energy， Beijing， 102413 China）

Abstract：The reliability of materials determines whether the nuclear power plant can operate safely. Post-irradiation examination（PIE） is used to study the radiation properties of reactor materials. Due to the high radioactivity of materials， PIE is often carried out in hot cell， and there are many difficulties for inspectors to operate remotely，especially in the stage of fuel rod destructive examination， it involves the preparation of samples such as cutting of fuel rods， microstructure analysis samples and mechanical property testing. In this paper， the sample types of PIE and the main difficulties in the sample preparation process are introduced. The research on the preparation technology of fuel pellet samples and cladding samples in hot cell is carried out， focusing on the preparation technology of fuel pellet metallographic samples and cladding transmission electron microscope （TEM） samples in the hot cell， The sample preparation method and proces has been mastered， and the sample preparation technologyr has been established in hot cell.

Key Words：Hot cell; Microstructureanalysis sample; Mechanical sample; Sample preparation technolog

我國核电事业正进入跨越式发展阶段，迫切需要高性能的核燃料和材料以适应新的发展需求[1]。材料的性能取决于材料最终加工状态的微观组织和精细结构，而组织结构又依赖于化学成分、生产工艺及其参数。热室辐照后检验用于研究高放射性反应堆材料的辐照性能，包括微观结构、力学性能、物化性质变化等，这些工作的开展对于评价反应堆材料服役行为和寿命，推动新型反应堆材料的研发十分重要[2]。样品的制备是热室辐照后检验的基础和关键，它包括了微观分析样品和力学性能测试样品的制备等内容。但是由于反应堆材料的高放射性，样品的制备过程存在很大的困难。该文对热室内涉及的辐照后检验样品和技术进行了研究，以期为热室辐照后检验工作提供参考和借鉴。

1 热室内样品类型

由于物理和化学特性的巨大差异，以及对芯块和包壳辐照性能的关注点不同，在辐照后检验工作中，常常按照燃料棒的组成进行样品分类。

1.1 燃料芯块样品

在热室辐照后检验工作中，燃料芯块样品包括金相检查、拉曼光谱（RAMAN）分析、电子探针（EPMA）测试、扫描电镜（SEM）测试、微区γ扫描等样品，其中RAMAN、EPMA、SEM、微区γ扫描样品均可以在制备的金相样品基础上进行再制备，满足剂量水平条件后可进行相应测试。另外，燃料芯块的金相样品带有包壳，也可以同时进行包壳的金相检查、RAMAN、EPMA和SEM分析。

1.2 包壳样品

包壳样品主要分为微观分析样品和力学性能测试样品。其中微观分析样品包括X射线衍射分析（XRD）、聚焦离子束电镜（FIB）、透射电镜（TEM）等样品。力学性能测试样品主要为环向拉伸和轴向拉伸样品[3]。

2 热室内样品制备存在的困难

2.1 燃料芯块样品制备的困难

在燃料芯块样品制备过程中，金相样品的制备涉及多项操作和工艺流程，包括燃料棒的切割，样品的转运、浇注、切割、二次浇注、磨抛、蚀刻和观察等一系列工序[4]。热室辐照后检验工作采用铅玻璃窥视窗进行观察，机械手进行远距离操作，实际工作中存在着诸多不便，例如：简单的抓取、转动、固定等动作，都需要花费大量的时间去完成。如何保证每道工序的完成度，以及工序与工序间的顺利对接，是燃料芯块样品制备的难点。

2.2 包壳样品制备的困难

由于处理高放射性核燃料样品的困难性，对于燃料棒包壳的实验研究大多限于微米级表征。为了全面深入地理解放射性包壳材料微观结构特征，迫切需要微米-纳米级表征技术。TEM可以对晶体结构、晶粒取向、织构、析出相、微裂纹等微观信息进行详细表征，但由于TEM样品往往需要减薄至几十纳米厚度，因此即使非放射性材料制备TEM样品都存在较大困难[5-6]。

3热室内样品制备

3.1 热室内燃料芯块样品制备

3.1.1 热室内芯块金相样品制备

金相样品是获得燃料芯块和包壳组织形貌的有效手段之一，其热室金相制备过程涉及切割、样品镶嵌、精密切割、二次镶嵌、磨抛、侵蚀等过程，具体见图1，其整个工艺流程较长，操作较为复杂。通过模拟样品进行金相样品的制备，以掌握金相制备工艺流程和技术。

（1）样品的转运。

利用机械手将切割后的50 mm小段样品，经热室间样品转运孔道转运至金相制备热室，并放置于真空浇注设备的样品套管中，为保证后续纵切面样品切割时沿直径方向得到最大面积，样品套管内部设计增加固定卡具将小段样品置于套管中间位置。

（2）一次浇注。

按照固液比配好环氧树脂，经手套箱、机械手将环氧树脂浇注于样品套管中，打开真空泵抽至低真空状态，该步骤是为了保证环氧树脂完全进入燃料芯块中，因为在堆内辐照后的芯块会产生大量气孔、孔洞和裂纹，若环氧树脂不能进入，在样品镶嵌过程中极易发生碎块脱落，产生高放射性废物，同时大大降低样品表面质量。保持真空足够时间后泄真空，等待环氧树脂凝固。

（3）切割及二次浇注。

待环氧树脂完全凝固后，利用机械手将镶嵌样品取出，在热室精密切割机上将样品切割成15 mm长的横截面和纵剖面样品，再进行二次浇注，其过程同一次浇注。

（4）金相样品的磨抛。

待环氧树脂完全凝固后，利用机械手实现整个磨抛操作过程，将样品转运至磨抛设备的磨抛盘上，采用磁性吸附式金刚石研磨盘，分别在220#、500#、1200#进行粗磨，9μm金刚石研磨液进行精磨，最后通过3μm、1μm金刚石研磨液进行抛光。每道磨抛工序间需要用去离子水冲洗样品表面，以防止上一道次的粗颗粒附着在表面产生划痕。

（5）金相样品的初步观察及侵蚀。

抛光完成后的金相样品，经热室间样品转运孔道转运至遥控金相显微镜铅室，观察样品表面质量。样品表面无划痕、彗星拖曳、夹杂或析出相脱落，即可进行金相组织蚀刻。

3.1.2 热室内芯块微区γ扫描、RAMAN、EPMA和SEM样品制备

横截面金相样品观察完毕后，利用精密切割机上再次切割为1～2mm厚的样品，满足剂量限值条件下，可以用于微区γ扫描、RAMAN、EPMA和SEM分析。

3.2 热室内包壳样品制备

3.2.1 包壳XRD样品制备

XRD测试主要以纵向试样为主。利用纵向样品制备平台，沿轴向切割微观分析样品两刀，两刀之间的宽度小于4 mm，以保证样品尽量平整，然后通过机械手段将切割的包壳扒开。获得的纵向样品可用于XRD分析，以及后续TEM分析样品的制备。样品座使用铅制材料以增加屏蔽效果，并增加石英玻璃罩于样品座上，以防止裂变气体或气溶胶扩散至空气中，保证XRD测试工作的顺利开展。

3.2.2 TEM分析样品

压水堆燃料棒包壳水侧腐蚀导致产生氧化层[7-8]。为保证热室TEM样品制备的成功率，通过常规离子减薄技术和聚焦离子束（FIB）技术，开展模拟燃料棒包壳氧化层TEM样品制备技术的研究。

（1）离子减薄制备TEM样品。

①样品准备

首先将3.1.2中的样品切割成2～3mm宽的小样品，再通过铅屏蔽盒转运至手套箱内，后续制备过程均在手套箱中进行。选择合适的的粘合剂（如AB胶），将两个切割后的小样品表面粘合在一起，粘合后的样品切割至合适大小（约1～2mm厚），并将其安装固定在样品支架上进行初始减薄和离子减薄，其过程示意见图3。

②初始减薄及凹坑

首先，将粘合的样品（1～2mm）放在电加热板上，使用石蜡将其固定于Gatan研磨块上，然后分别使用300#、600#、1000# SiC砂纸将样品研磨至约500μm。其次，升温电加热板将直径Ø3mm铜片粘在研磨块上，并将研磨至1000#的一面样品粘在铜片上，待完全固化后继续使用1000#、2000#SiC砂纸研磨至约100～150μm。最后，将Ø3mm铜片放在加热板上升温并从研磨块取下，转移至手套箱内的凹坑仪中，利用凹坑仪将样品待观察区域凹至50μm以内。

③离子减薄

将初始减薄及完成凹坑的Ø3mm铜片样品放置于离子减薄仪中进行离子束刻蚀减薄。调节双束离子枪位置对准待减薄区域，離子减薄的初始电压设置为6kV，角度为±（6～10）°，较大电压和角度是为了在短时间内减薄样品，从而减少离子减薄时间。待减薄至出现薄区后电压改为1～3kV，角度减小为±（1～3）°继续减薄，以增加薄区面积。

（2）FIB制备TEM样品。

将包壳管样品放入FIB样品室中，电子束用于检查包壳的氧化层，避开由于样品处理和制备引起的氧化层脱落或剥离的区域，并通过二次电子像选定取样位置。调节加速电压和电流，将试样减薄至合适TEM观察的厚度，其过程示意见图4。具体过程如下。

① 目標区域的选择和初步减薄

在离子减薄之前，在感兴趣的目标区域上沉积一层铂保护层，以保护样品表面免受离子束损伤。随后，使用较大电流的离子束，以1.5°左右的倾角交替在选定区域的两侧铣出台阶沟槽，以形成约0.5～0.7μm厚的薄箔。然后，在样品的两个末端铣出沟槽，以便于提取样品。沟槽深度应大于氧化膜厚度3μm以上

②试样的提出和焊接。

将样品针尖移至薄箔样品上方，在微操作器尖端和薄箔样品一角施加铂层点焊以固定样品。然后，试样相对于离子束倾斜，使用较小的束流进行切割，使得需要观察的薄箔样品与大块试样脱离，将其从大样品的凹槽中提出，移动微型操作器至样品支架上方。最后，用Pt点焊，将横截面薄箔样品下方两端与样品支架固定连接，使用离子束轰击微操作器尖端，使其与薄箔样品脱离。

② 样品的的最终减薄和清洁。

使用低的离子束电流和小角度掠入射离子束，分几个步骤逐步减低电压和角度减薄到约100nm，以2.0keV至0.1 keV的电压在较小的角度下铣削做清洁处理，减少Ga+对薄箔样品的损伤，从FIB仪器中取出目标样品，在光学显微镜下，将薄片放置在带有薄碳膜的标准TEM网格上，以备后续的TEM表征测试。

3.3 热室内力学性能测试样品制备

利用数控铣床设备一次加工成型，该方案仅需一台设备即可完成力学性能测试样品的制备工作，操作简便，仅需利用机械手进行热室内样品的装载、取出等工作，其余操作可通过位于热室外的遥控控制单元实现。将热室外制备的相同尺寸样品与热室内力学样品送至第三方检测机构进行检验，获得了包括力学拉伸数据、尺寸数据等，其结果与出厂数据一致，表明利用数控铣床铣床制备的模拟燃料棒包壳力学测试样品满足试验要求。

4 结语

通过对热室内样品制备技术研究，突破热室内样品制备诸多限制，确定了燃料芯块金相、微区γ扫描、RAMAN、SEM、EPMA样品以及包壳XRD、TEM、力学测试样品的制备方案和工艺流程，掌握了热室内样品制备技术，为放射性样品制备和表征奠定基础，对于我国乏燃料棒辐照后检验工作具有重要意义。

参考文献

[1] 王彦哲，周胜，王宇，等.中国核电和其他电力技术环境影响综合评价[J].清华大学学报：自然科学版，2021，61（4）：377-384.

[2] 汤琪，王华才，梁政强.反应堆乏燃料棒的X射线数字成像检测工艺及其应用[J].无损检测，2020，42（10）：14-17.

[3] 王鑫，刘蔷，刘金平，李志国等.模拟压力管力学性能试验样品制备技术研究[J].科技资讯，2018，16（17）：81-82，84.

[4] 钱进，卞伟，郭丽娜，等.国产压水堆核电站40 GW·d/tU乏燃料棒金相检验[J].原子能科学技术，2018，52（3）：420-426.

[5] CISZAK C， DESGRANGES  L， GARCIA P，et al. on the Origins and the Evolution of the Fuel-Cladding Bonding Phenomenon in PWR Fuel Rods[J]. Journal of Nuclear Materials， 2019， 520：110-120.

[6] LACH T G ，EDWARDS D J ，BUCK E C，et al. Fission Recoil-Induced Microstructural Evolution of the Fuel-Cladding Interface [FCI] in High Burnup BWR Fuel[J]. Journal of Nuclear Materials， 2019， 521：120-125.

[7] 罗曼.压水堆乏燃料元件包壳表面氧化膜厚度测量技术研究[J].科技资讯，2021，19（9）：63-65，70.

[8] LIAO  J， YANG  Z ， QIU  S， et al. the Correlation Between Tetragonal Phase and the Undulated Metal/Oxide Interface in the Oxide Films of Zirconium Alloys[J]. Journal of Nuclear Materials， 2019， 524：101-110.