YAS微晶玻璃连接耐辐照SiC陶瓷的工艺及机理研究
发布时间：2021-11-21 14:41
核能是一种清洁、可靠、经济的绿色新型能源,随着化石能源的逐渐消耗,核电在电力供应中扮演着越来越重要的角色。核能安全是核电发展的基础,核燃料包壳是保证燃料不发生泄露的关键部件。SiC陶瓷具有高强度、优异的抗氧化性、高温稳定性、良好的耐蚀性及较低的热中子吸收截面,在未来核反应堆结构材料的应用方面具有巨大潜力。而SiC陶瓷本身脆性大,对于大型复杂形状的构件难以加工,需要采用合适的连接技术以保证接头整体的密封性。基于此背景,本课题采用耐辐照性较好的YAS基微晶玻璃来连接SiC陶瓷。通过模拟YAS玻璃焊料连接SiC陶瓷接头中可能生成物相的辐照损伤情况,结合相图设计了36Y2O3-21Al2O3-43SiO2（wt%）焊料,系统地研究了连接工艺参数对接头的微观组织和力学性能的影响,分析接头的形成机理。对Y2O3-Al2O3-SiO2三元相图进行分析,发现采用YAS玻璃焊料连接SiC...
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：77 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
中子辐照结构材料的主要核反应过程[56]
哈尔滨工业大学工学硕士学位论文-10-子辐照具有一定的相关性，即将离子辐照实验结果与中子辐照实验数据进行对比，找出两者对材料辐照损伤较为一致的部分进行深入的研究和分析。在材料辐照损伤程度的评价方面，一般可以借助一个重要的物理量dpa(displacementperatom)，该度量单位表示材料在受到载能粒子辐照时，材料中平均每个点阵原子被撞出晶格位置的次数[53]，亦可称为辐照损伤剂量值，在试验和模拟计算的过程中可以通过该值来衡量和评判不同载能粒子对材料造成的辐照损伤情况。一般地，核材料的辐照损伤实验需要在实际的反应堆堆芯中进行，然后对比分析辐照前后材料的微观组织和宏观性能，但该实验受到严苛的实验条件限制一般难以实现。首先，辐照过程和性能测试需要较长的周期。中子辐照损伤效率比较低，需要较长时间的辐照才能产生可供观察的损伤现象。材料在受到中子辐照后具有放射性，一般需要数年或更长的时间对其去活化处理后才能进行观察组织和测试性能的工作。其次，实验成本高，不易实现，中子辐照实验需在核反应堆或实验堆中进行。对于一些材料在堆中的辐照损伤难以通过在反应堆中进行重复实验，一些学者根据材料辐照损伤的本质结合理论和现有的实验结果，提出利用载能离子模拟堆中结构材料的辐照损伤，评价不同辐照环境下材料的辐照损伤效应[57]。图1-2中子和3MeVC+、Si+辐照6H-SiC经拉曼光谱确定的总无序度[60]载能离子模拟堆内中子辐照的技术方法目前已经成为研究材料辐照损伤的重要手段。离子辐照技术与中子辐照相比具有以下独特的优势：(1)离子加速器产生
到离子辐照和中子辐照对材料损伤存在差异性，一些研究学者在离子辐照模拟中子辐照可行性的验证方面进行了大量的研究工作。ChenX[60]等人采用拉曼光谱和高分辨X射线了研究中子和3MeVC+、Si+对6H-SiC的影响。结果显示，在相同的辐照剂量下6H-SiC经中子辐照后产生的总无序度与离子辐照时基本一致，如图1-2所示。通过高分辨X射线分析后发现，6H-SiC受中子辐照后晶格应变率为6.8%/dpa，经C、Si离子辐照后产生的晶格应变率分别为4.2%/dpa和2.6%/dpa，该差异可能是高能离子对材料辐照损伤深度与中子辐照的不同所引起的。图1-3800℃、7.7×1015nm2辐照立方SiC的暗场相[61]KatohY等人[61]研究了高温中子和Si离子辐照下化学气相沉积(CVD)高纯度β-SiC的微观组织的变化。结果显示，β-SiC在高温中子辐照和Si离子辐照过程中，都产生了黑点、位错环、位错网和空洞等典型的辐照缺陷，并随着辐照温度和辐照强度的变化而发生演化。辐照温度低于800℃时，β-SiC中的缺陷主要为以缺陷团簇形式出现的黑点，同时基体产生明显的低温肿胀并伴随着热导率的下降。当
【参考文献】：
期刊论文
[1]聚变堆结构材料辐照性能的评价[J]. 何培,姚伟志,吕建明,张向东. 材料工程. 2018(06)
[2]全球核电发展现状及趋势[J]. 刘春龙. 全球科技经济瞭望. 2017(05)
[3]反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展[J]. 陆浩然,张明. 中国核电. 2016(04)
[4]基于核应用下碳化硅陶瓷及其复合材料的连接研究进展[J]. 韩绍华,薛丁琪. 硅酸盐通报. 2016(05)
[5]不锈钢中子辐照加速应力腐蚀开裂的带电粒子辐照模拟[J]. 徐超亮,王荣山,黄平,刘向兵,任爱. 材料导报. 2012(S2)
[6]钎缝间隙对SiC陶瓷钎焊接头组织及性能的影响[J]. 李卓然,徐晓龙,刘文波,卢治国. 焊接学报. 2012(11)
[7]快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤[J]. 吕铮,刘春明. 材料与冶金学报. 2011(03)
[8]硅基聚合物陶瓷前驱体作为连接剂的研究进展[J]. 刘伟,罗永明,徐彩虹. 宇航材料工艺. 2011(01)
[9]可控核聚变与国际热核实验堆（ITER）计划[J]. 冯开明. 中国核电. 2009(03)
[10]环保型低熔封接微晶玻璃研究现状及发展方向[J]. 陈国平,章春香,殷海荣,刘立营. 无机盐工业. 2008(09)
博士论文
[1]PIP工艺制备SiC/SiC复合材料的结构、性能与辐照行为研究[D]. 赵爽.国防科学技术大学 2013
硕士论文
[1]不锈钢材料的氦辐照效应及位错缺陷对He行为的影响研究[D]. 胡远超.郑州大学 2016
本文编号：3509698
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：77 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
中子辐照结构材料的主要核反应过程[56]
哈尔滨工业大学工学硕士学位论文-10-子辐照具有一定的相关性，即将离子辐照实验结果与中子辐照实验数据进行对比，找出两者对材料辐照损伤较为一致的部分进行深入的研究和分析。在材料辐照损伤程度的评价方面，一般可以借助一个重要的物理量dpa(displacementperatom)，该度量单位表示材料在受到载能粒子辐照时，材料中平均每个点阵原子被撞出晶格位置的次数[53]，亦可称为辐照损伤剂量值，在试验和模拟计算的过程中可以通过该值来衡量和评判不同载能粒子对材料造成的辐照损伤情况。一般地，核材料的辐照损伤实验需要在实际的反应堆堆芯中进行，然后对比分析辐照前后材料的微观组织和宏观性能，但该实验受到严苛的实验条件限制一般难以实现。首先，辐照过程和性能测试需要较长的周期。中子辐照损伤效率比较低，需要较长时间的辐照才能产生可供观察的损伤现象。材料在受到中子辐照后具有放射性，一般需要数年或更长的时间对其去活化处理后才能进行观察组织和测试性能的工作。其次，实验成本高，不易实现，中子辐照实验需在核反应堆或实验堆中进行。对于一些材料在堆中的辐照损伤难以通过在反应堆中进行重复实验，一些学者根据材料辐照损伤的本质结合理论和现有的实验结果，提出利用载能离子模拟堆中结构材料的辐照损伤，评价不同辐照环境下材料的辐照损伤效应[57]。图1-2中子和3MeVC+、Si+辐照6H-SiC经拉曼光谱确定的总无序度[60]载能离子模拟堆内中子辐照的技术方法目前已经成为研究材料辐照损伤的重要手段。离子辐照技术与中子辐照相比具有以下独特的优势：(1)离子加速器产生
到离子辐照和中子辐照对材料损伤存在差异性，一些研究学者在离子辐照模拟中子辐照可行性的验证方面进行了大量的研究工作。ChenX[60]等人采用拉曼光谱和高分辨X射线了研究中子和3MeVC+、Si+对6H-SiC的影响。结果显示，在相同的辐照剂量下6H-SiC经中子辐照后产生的总无序度与离子辐照时基本一致，如图1-2所示。通过高分辨X射线分析后发现，6H-SiC受中子辐照后晶格应变率为6.8%/dpa，经C、Si离子辐照后产生的晶格应变率分别为4.2%/dpa和2.6%/dpa，该差异可能是高能离子对材料辐照损伤深度与中子辐照的不同所引起的。图1-3800℃、7.7×1015nm2辐照立方SiC的暗场相[61]KatohY等人[61]研究了高温中子和Si离子辐照下化学气相沉积(CVD)高纯度β-SiC的微观组织的变化。结果显示，β-SiC在高温中子辐照和Si离子辐照过程中，都产生了黑点、位错环、位错网和空洞等典型的辐照缺陷，并随着辐照温度和辐照强度的变化而发生演化。辐照温度低于800℃时，β-SiC中的缺陷主要为以缺陷团簇形式出现的黑点，同时基体产生明显的低温肿胀并伴随着热导率的下降。当
【参考文献】：
期刊论文
[1]聚变堆结构材料辐照性能的评价[J]. 何培,姚伟志,吕建明,张向东. 材料工程. 2018(06)
[2]全球核电发展现状及趋势[J]. 刘春龙. 全球科技经济瞭望. 2017(05)
[3]反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展[J]. 陆浩然,张明. 中国核电. 2016(04)
[4]基于核应用下碳化硅陶瓷及其复合材料的连接研究进展[J]. 韩绍华,薛丁琪. 硅酸盐通报. 2016(05)
[5]不锈钢中子辐照加速应力腐蚀开裂的带电粒子辐照模拟[J]. 徐超亮,王荣山,黄平,刘向兵,任爱. 材料导报. 2012(S2)
[6]钎缝间隙对SiC陶瓷钎焊接头组织及性能的影响[J]. 李卓然,徐晓龙,刘文波,卢治国. 焊接学报. 2012(11)
[7]快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤[J]. 吕铮,刘春明. 材料与冶金学报. 2011(03)
[8]硅基聚合物陶瓷前驱体作为连接剂的研究进展[J]. 刘伟,罗永明,徐彩虹. 宇航材料工艺. 2011(01)
[9]可控核聚变与国际热核实验堆（ITER）计划[J]. 冯开明. 中国核电. 2009(03)
[10]环保型低熔封接微晶玻璃研究现状及发展方向[J]. 陈国平,章春香,殷海荣,刘立营. 无机盐工业. 2008(09)
博士论文
[1]PIP工艺制备SiC/SiC复合材料的结构、性能与辐照行为研究[D]. 赵爽.国防科学技术大学 2013
硕士论文
[1]不锈钢材料的氦辐照效应及位错缺陷对He行为的影响研究[D]. 胡远超.郑州大学 2016
本文编号：3509698
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