锆基陶瓷辐照效应及包壳陶瓷涂层改性研究

发布时间：2021-01-08 13:24

　　2011年福岛核事故的爆发使得核安全面临全新的考验。其爆发的主要原因是在丧失冷却剂事故（LOCA）下,包裹核燃料的锆合金包壳在高温环境与水发生反应生成氢气,导致爆炸。包壳材料是反应堆系统安全性保障最核心的部件,为了改善包壳性能,替代性钼合金,全陶瓷包壳及包壳陶瓷涂层受到广泛关注。陶瓷材料相对金属具备更优越的性能,如熔点高,硬度高,强度高等等,使得其在堆芯材料中具有广阔的应用前景。反应堆堆芯具有高温、高应力、强化学腐蚀性和高的辐照剂量等,使得堆芯材料面临严苛的生存环境。ZrC,ZrN和SiC具备优越的核用性能,在这种严苛的环境具有较大生存的潜力,且由于它们中子吸收截面小,被列入为未来核能系统用候选材料。裂变堆和聚变堆放处大量热的同时都会产生高能中子、氦粒子和其他粒子。这些高能粒子会对包壳材料结构产生一定的影响,继而影响材料性能。本文利用高能Au离子模拟中子辐照,对微米多晶ZrN和ZrC-SiC复合材料进行高剂量辐照。ZrN和ZrC有着相似的缺陷特点,随着深度有不一样的变化。Au离子在固体材料的运动中会消耗能量,大量的能量经过非弹性碰撞耗散,使得局部温度升高,导致缺陷容易移动和生长,形成长... 

【文章来源】：中国科学院大学(中国科学院上海硅酸盐研究所)上海市

【文章页数】：124 页

【学位级别】：博士

【部分图文】：

裂变核能系统的研究发展[26]

锆基陶瓷辐照效应与包壳陶瓷涂层改性研究量，其主要的聚变反应如表 2.2 所示。核聚变堆相比核变产物需要处理，更加清洁。表 2.2 核聚变堆主要聚变反应[25]Table 2.2 Main reaction of fusion reactor释放的能量（MeV） 备( . ) ( . ) 17.58 D ( . ) ( . ) 18.34 D . ) ( . ) 4.04 D ( . ) ( . ) 3.27

锆基陶瓷辐照效应与包壳陶瓷涂层改性研究表 2.3 离子辐照金属导致缺陷生成的大致时间刻度[37]Approximate time-scale for the production of defects in irradi件 结果射离子能量传递 产生初级级联碰撞（KA 造成晶格原子移位 位移级联量消耗、自发复合聚集 稳定弗仑克尔对和缺迁移导致缺陷反应 间隙和空位复合、聚

【参考文献】：
期刊论文
[1]Corrosion behavior of SiC foam ceramic reinforced Al-23Si composites in NaCl solution[J]. 诸建彬,闫洪,叶何远,艾凡荣.  Journal of Central South University. 2017(09)
[2]中国核能进入规模化发展新时期[J]. 励漪.  能源研究与利用. 2017(04)
[3]国家发改委、国家能源局正式发布《电力发展“十三五”规划》[J].   中国核工业. 2016(11)
[4]2030年后世界能源将走向何方?——全球主要能源展望报告分析[J]. 曹斌,李文涛,杜国敏,吴浩筠.  国际石油经济. 2016(11)
[5]国际热核实验反应堆计划及其对中国核能发展战略的影响[J]. 潘垣,庄革,张明,王之江,丁永华,于克训.  物理. 2010(06)
[6]第4代核能系统研发介绍[J]. 杨孟嘉,任俊生,周志伟.  国际电力. 2004(05)
[7]21 世纪主要能源展望[J]. 王淦昌.  核科学与工程. 1998(02)

博士论文
[1]2030年我国新能源发展优先序列研究[D]. 邢万里.中国地质大学(北京) 2015



本文编号：2964670