钒合金辐照硬化研究

发布时间：2019-10-23 05:15

【摘要】：钒合金(V-Cr-Ti系列)以其优异的低活化性,良好的高温力学性能以及抗中子辐照性能成为目前重要的聚变堆候选材料之一,相比于铁素体/马氏体钢以及SiC/SiC复合材料等其它候选材料有关钒合金(V-Cr-Ti)的辐照损伤研究较为缺乏。低于0.33Tm的温区(Tm为材料熔点的绝对温度)中子辐照的钒合金(V-Cr-Ti)会出现辐照硬化和脆化,严重影响其堆内服役寿命。本项研究利用载能离子束模拟聚变堆高能中子引起He的产生和离位损伤的辐照条件,采用V-4Cr-4Ti和V-5Cr-5Ti两种综合性能较好的钒合金样品进行He离子和重离子辐照实验,采用纯钒(99.8%)作为参照材料。为了在材料样品中产生辐照损伤的坪区,对于He离子辐照实验由加速器依次提供多能He离子;对于高能重离子辐照实验,利用终端的梯度减能装置将单能的重离子进行能量离散。利用纳米压痕技术测试材料的辐照硬化效应。实验结果表明:样品纳米硬度的深度递减现象可以用Nix-Gao模型很好描述,高能重离子辐照的样品中软基体效应可以有效避免;在He离子注入浓度/离位损伤大于4200appm/0.2dpa时材料样品出现硬化饱和现象;相同位移损伤水平下,He离子引起材料的辐照硬化程度显著高于重离子辐照情形,该现象可归于He与空位的结合导致的缺陷集团的加速形成;相同的离位损伤水平下V-5Cr-5Ti样品的辐照硬化程度略小于V-4Cr-4Ti样品。关于样品温度对于辐照硬化的影响研究,观察到纯钒对于样品温度较为敏感。论文利用描述缺陷演化的速率方程进行计算研究,探讨了He泡、位错环随辐照剂量、温度的演化行为,对照实验结果讨论了材料辐照硬化的机理。
【图文】：

托卡马克,主要部件,聚变堆

此外成熟的过程技术也是核聚变堆成功运行的必要因素[4]。图 1.1 托卡马克主要部件及装置示意图1.1.3 聚变堆发展面临问题核聚变反应中产生的能量高达 14.1MeV 的中子和 3.5MeV 的 α 粒子，这些粒子导致在聚变堆内部第一壁/包层等结构材料中产生高浓度的缺陷，同时 He原子容易与空位结合，形成 He-V 复合体(helium-vacancy complex)，使材料中的缺陷加速生长，导致材料性能快速退化严重影响结构材料在聚变堆内的服役寿命[5~9]。因此，聚变堆发展中第一壁/包层材料的发展是制约聚变堆是否可行的重要条件。1.1.3.1 材料的辐照损伤效应晶体内部原子的排列具有规律性和周期性，高能离子/中子入射使晶体内部点阵原子的排列发生破坏导致晶体内部产生缺陷。晶体内缺陷产生的过程一般分为初级原子碰撞和次级原子碰撞两个基本过程[6]。入射粒子直接与固体内的点阵原子发生作用，并将能量传给被撞击原子，这类被入射粒子直接击中而受到反冲的原子称为初级碰撞原子（primary knock-on atom

示意图,辐照缺陷,中子,材料

第一章绪论 5之间），那些带有相当能量并出射离开原来点阵位置的初级碰撞原子（即初级离位原子）在次级碰撞过程中具有相当大的能量可以作为“炮弹”继续使其他点阵原子产生离位形成二级碰撞原子；依次类推，三级离位碰撞原子及其后面碰撞原子原子的产生构成了所谓的级联碰撞过程（二级以下的各级次碰撞原子均为次级碰撞原子）。碰撞过程可以分为弹性碰撞和非弹性碰撞：弹性碰撞不会改变原子结构；非弹性碰撞导致原子处于激发态。中子辐照不仅会发生上述级联碰撞过程中产生缺陷，而且还会诱发材料嬗变反应同样对材料造成很大损伤。原子核通过（n,γ)，(n, p)，(n, np)和(n,α)嬗变反应与入射中子生成稳定的或具有放射性的原子核（嬗变反应同时可能会导致材料化学元素计量发生决定变化）。在聚变堆环境中，材料内主要通过(n,α)嬗变反应导致材料内部聚集大量的 He 原子。中子辐照在材料内部产生的辐照损伤如图 1.2示意[9]。
【学位授予单位】：中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所)
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TG146.413

【参考文献】