高能重离子辐照条件下铁基合金硬化及脆化行为研究

发布时间：2021-04-14 02:56

　　在现役核反应堆和先进核能系统如快中子增殖堆、聚变堆中,压力容器、燃料包壳和第一壁/包层等关键结构部件长期处于高温、高应力、强辐照的严苛环境,材料中会积累高浓度缺陷,导致性能退化,严重影响核反应堆的服役安全。高能中子长期辐照导致的硬化/脆化是材料性能退化的主要表现形式。因此,澄清辐照硬化/脆化行为及其物理机制对于有效评估堆内构件的安全服役寿命,以及对于新型候选结构材料的研发具有指导意义。重离子束不仅具有位移损伤率高、辐照参数精确可控、样品放射性低、成本低等优点,还可以产生与快中子相似的初始级联损伤,因此长期被用于模拟材料中的中子辐照损伤。本论文针对现役压水堆以及先进核能系统主要结构材料的辐照损伤问题,利用高能重离子辐照条件开展了三种代表性的堆用铁基合金（反应堆压力容器钢、低活化铁素体/马氏体钢、氧化物弥散强化铁素体钢）的辐照硬化与脆化的研究。利用兰州重离子加速器提供的高能重离子束,结合梯度减能装置,在材料样品约23μm厚度范围内产生准均匀分布的位移损伤坪区;随后利用纳米压痕仪、维氏微硬度计和小冲杆试验装置对辐照前后材料力学性能的变化进行了表征,结合正电子湮灭寿命谱和透射电镜对微观结构进行... 

【文章来源】：中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所)甘肃省

【文章页数】：126 页

【学位级别】：博士

【部分图文】：

D-T聚变反应、托卡马克内部的聚变等离子体、ITER装置、未来聚变能电站示意图

基于辐照损伤得到的各种结构材料安全运行的工作温度[14]

10keV质子辐照A508-3钢至（a）0.05dpa，（b）0.1dpa

【参考文献】：
期刊论文
[1]国际合力攻关超临界水冷堆技术中材料和传热流动两大难题[J]. 姚焕.  中国核工业. 2007(04)
[2]核聚变研究50年[J]. 邱励俭.  核科学与工程. 2001(01)



本文编号：3136517