Säteilyhaurastuminen

**Säteilyhaurastuminen** on vanhenemisilmiö, jossa materiaalin, yleensä teräksen, kovuus ja hauraus kasvaa sen altistuessa neutronisäteilylle. Säteilyhaurastumista ilmenee ydinvoimalaitoksissa, erityisesti ydinreaktorissa ja siihen liittyvissä laitteissa. Siihen liittyy usein muita ikääntymisilmiöitä, kuten metallin väsymistä sekä jännityskorroosiota reaktoripainesäiliön seinämään liittyvien tai sen läpi menevien putkien liitoshitseissä. Säteilyhaurastumisen seuraaminen ja korjaaminen tarvittaessa esimerkiksi hehkuttamalla ovat ydinturvallisuuden kannalta tärkeitä tehtäviä.

## Neutronisäteilyn vaikutukset teräksessä

### Mikroskooppiset vaikutukset

Kulkiessaan teräksen kidehilan läpi neutronit vuorovaikuttavat aineen atomien kanssa luovuttaen niille osan energiastaan. Nämä reaktiot vaikuttavat hilaan kolmella eri mekanismilla:

# atomien siirtyminen pois kidehilasta,
# transmutaation aiheuttamat kemialliset muutokset sekä
# elektronien virittäminen ja atomien ionisaatio.

Näistä ensimmäinen on pääasiallinen vauriomekanismi, toisen merkityksen ollessa selvästi vähäisempi. Kolmas ilmiö ei aiheuta pysyvää vahinkoa metalleille.

Kidehilasta pois töytäistyä atomia kutsutaan nimellä *primary knock-on atom* (pääasiallinen kolhaistu atomi), PKA. PKA:n syntyminen luo vakanssin hilassa ja välisija-atomin eli ns. *Frenkelin parin*. PKA:n hilasta erkanemisen vaatima minimienergia on Td, metalleissa 20–50 eV. Jos törmäysenergia jää alle Td:n, ei PKA:ta synny vaan kiteessä alkaa paikallinen oskillaatio mikä ilmenee lämpötilan nousuna. Td:tä suuremmat törmäysenergiat taas jäävät PKA:lle, joten sen saama energia voi vaihdella aina nollasta enintään Tmax:iin. Vaihtelu energiassa johtaa vaihteluun myös törmäysten aiheuttaman vahingon määrässä.

PKA:n synty aikaansaa kaskadireaktion, jossa syntyy useita Frenkelin pareja. Mitä suurempi PKA:n energia, sitä enemmän pareja syntyy. Täten metalliin syntyy paikallinen atomien uudelleenjärjestäytyminen, jonka keskuksessa on epäsäännöllinen joukko vakansseja ja ympäristössä ripoteltuna välisija-atomeita. Syntyvien Frenkelin parien määrä v(T) riippuu PKA:n saamasta energiasta T *Norgett-Robinson-Torrens* -mallin mukaan seuraavasti:

:v(T)=\frac {T - Q}{2 \bar{T}_d}

kun Q on epäelastisten törmäysten kaskadissa aiheuttama hävikki, \bar{T}_d on kiteeseen eri suunnista tulevien Td:den keskiarvo ja k on T:stä riippuva irrotustehokkuus

Hilasta irtoavien atomien aiheuttamaa vahinkoa on 1970-luvulta alkaen ilmaistu dpa-luvulla, *displacements per atom*, joka riippuu neutronivuosta, neutronispektristä ja neutronien vaikutusalasta kiderakenteen atomeihin. Oheinen taulukko näyttää eri reaktorityypeille tavallisia vahinkomääriä. Taulukosta nähdään, että pienissä reaktoreissa vahinkojen määrä on hyvin vähäinen verrattuna voimalaitosreaktoreihin ja että uusissa tutkimuksen alaisissa reaktorityypeissä vahinkojen määrät kasvavat useita kertaluokkia. Taulukko kertoo myös säteilyn aiheuttaman rakenneaineeseen syntyvän heliumin määrän.

Säteilyn aiheuttamien vahinkojen paikallinen mittakaava vaihtelee yhdestä Frenkelin parista koloihin ja heliumkupliin, joiden läpimitta voi olla 3–30&nbsp;nm. Heliumkuplat syntyvät (n, α) reaktioissa, joissa materiaalin atomit absorboivat neutronin ja säteilevät alfahiukkasen. Alfahiukkaset kaappaavat itselleen herkästi elektroneja ja muodostavat siten heliumatomeita kidehilaan. Tämä on merkittävin transmutaation aiheuttama materiaaliominaisuuksiin vaikuttava ilmiö ydinreaktorin rakenteissa.

### Makroskooppiset vaikutukset

Muutokset kiderakenteessa muuttavat terästen monia rakenneominaisuuksia. Säteilytys lisää teräksen *kovuutta* ja *haurastuttaa* sitä. Aineeseen syntyvät aukkoalueet aiheuttavat *paisumista*. Säteily myös nopeuttaa osien *[[viruminen|virumista]]*. Näistä ydinturvallisuuden kannalta merkittävin on haurastuminen, koska on ajateltavissa että se voisi pahimmillaan mahdollistaa reaktoripainesäiliön murtumisen. Tästä syystä ilmiön huomioiminen, seuraaminen ja torjuminen ovat ydinvoimalaitoksissa erittäin tärkeitä tehtäviä.

Ydinvoimalaitoksen painelaitteissa käytettäville ferriittisille teräksille on tyypillistä, että ne kestävät hyvinkin suuria vikoja. Kaikilla ferriittisillä teräksillä on kuitenkin se ominaisuus, että lämpötilan laskiessa ns. *transitiolämpötilan* alapuolelle teräksen muodonmuutoskyky heikkenee ja se muuttuu hauraaksi (katso haurasmurtuma). Tällöin teräkseen kohdistuva voimakas jännitys voi repiä suhteellisen pienenkin särön nopeasti suureksi murtumaksi. Uudelle reaktoripainesäiliölle transitiolämpötila on tavallisesti alle 0&nbsp;°C, mutta säteilyhaurastuminen nostaa transitiolämpötilaa eli tapahtuu transitiolämpötilan säteilysiirtymä.

Alhaisissa lämpötiloissa teräksen haurastumisen aiheuttavat mikrovahingot ovat kidehilassa täysin tai miltei liikkumattomia ja kumuloituvat aineeseen. Korkeammissa lämpötiloissa 0,1Ts–0,3Ts (Ts on sulamislämpötila) välisija-atomit voivat liikkua hilassa ja ne yhdistyvät takaisin vakansseihin tuhoten täten Frenkelin pareja. Lämpötiloissa 0,3Ts–0,5Ts myös vakanssit tulevat liikkumiskykyisiksi. Tämän vuoksi säteilyn aiheuttamat vauriot ovat suurelta osin korjattavissa teräksen hehkutuskäsitellyllä. Hehkutus palauttaa teräksen sitkeysominaisuudet lähes säteilytystä edeltävälle tasolle.

## Vaikutus ydinturvallisuuteen

Reaktoripainesäiliön hauras murtuminen on mahdollista kun seuraavat edellytykset täyttyvät samanaikaisesti:

# Painesäiliömateriaalin transitiolämpötila on paikallisesti kohonnut huomattavasti alkuperäisestä arvostaan.
# Reaktoripainesäiliön haurastuneessa kohdassa on merkittävä särö.
# Reaktoripainesäiliön seinämä jäähtyy nopeasti transitiolämpötila-alueelle tai sen alapuolelle suuren häiriön tai putkirikon ja sitä seuraavan hätäjäähdytyksen seurauksena.
# Jäähdytyspiirin paine on korkea häiriön aikana.

Kokemusten mukaan mainittujen edellytysten samanaikainen täyttyminen on äärimmäisen harvinaista. Maailman ydinvoimalaitosten käyttöhistoriassa ei tiettävästi tunneta niin suuria reaktoripainesäiliön sydänalueen vikoja eikä niin nopeita jäähtymisiä, kuin turvallisuusanalyysien mukaan murtuminen edellyttäisi.

Reaktoripainesäiliön kestävyys edellä kuvatuissa tilanteissa selvitetään lämpö- ja virtausteknisin sekä murtumismekaanisin laskelmin. Nopeaan jäähdytyksen lisäksi murtumisriski on arvioitava reaktorin kylmäseisokin aikana, koska kylmäseisokissa lämpötila saattaa jo sinänsä olla huomattavasti teräksen transitiolämpötilan alapuolella. Tällöin on eliminoitava mahdollisuudet korkean paineen kehittymiseen reaktoripainesäiliössä

## Lähteet
* Rodriguez, P.: *Nuclear Reactor Materials Irradiation Effects*, Encyclopedia of Materials, Elsevier, Oxford, 2001.
* Sandberg, J.: *Ydinturvallisuus*, Säteilyturvakeskus, Helsinki, 2004.