SIMP钢中的H/He协同作用效应研究
发布时间：2021-12-22 14:33
材料问题是制约未来先进核能系统发展的关键因素之一。应用于未来先进核能系统的结构材料将处在强中子辐照环境下,这对材料的抗中子辐照性能提出了更高的要求。材料在中子辐照场下不仅会发生离位损伤,还会因（n,p）和（n,）嬗变造成大量H/He的掺杂。已有研究表明,H/He协同作用会促进材料性能退化,从而严重威胁到核能装置的安全运行。因而,开展H/He协同作用效应的研究对于进一步理解材料在中子辐照场下的行为,评估材料用于核能装置的安全性具有重要意义。低活化铁素体/马氏体（RAFM）钢在未来先进核能系统中具有广泛的应用前景。本论文以中国科学院近代物理研究所和金属研究所针对未来铅冷快堆（LFR）和加速器驱动的次临界堆系统（ADS）而合作研发的一种新型RAFM钢—SIMP钢为研究对象,采用H和He离子共同辐照（包括连续辐照和混合束辐照）模拟H/He协同作用环境,并与H/He离子单独辐照形成对比,结合多种分析手段,对SIMP钢中的H/He协同作用效应进行了研究:1.在室温下,对SIMP钢分别进行了H和He离子连续辐照（H+He和He+H）和H2/He离子混合束辐照,辐照后采用慢正电子...
【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】：117 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
不同温度段核用材料面临的机械性能退化问题[7]
第1章引言图1.3材料因辐照损伤影响存在的服役温度窗和寿命示意图[14]Figure1.3Schematicdiagramofthetemperaturewindowandtheservicelifeofnuclearma-terialsunderradiationdamage[14]实际上，核能结构材料中H和He的来源因其所处的环境不同而有所不同[16]。例如：对于以水作为冷却剂的反应堆，处在水腐蚀环境中的结构材料在一定温度条件下与水反应生成氢气，导致材料中H的渗透[17]；对于ADS系统中图1.4ADS束窗材料满功率运行一年的气体(H/He)产额[18]Figure1.4TotalgasproductionperfullpoweryearintheADSbeamwindow[18]连接质子加速器和散裂靶的束窗材料来说，除了处在散裂靶中子辐照环境下，还会受到入射高能质子的辐照，这将导致高产额H和He在束窗材料内的沉积（如图1.4）[18]；而对于聚变堆第一壁材料和包层材料而言，不仅受到聚变反应生成的中子的辐照，还受到H/He等离子体的轰击和渗透[12]。表1.1分别给出了第四代裂变堆、聚变堆和ADS系统运行工况下结构材料中H和He的产额[14,16]。3
第1章引言图1.3材料因辐照损伤影响存在的服役温度窗和寿命示意图[14]Figure1.3Schematicdiagramofthetemperaturewindowandtheservicelifeofnuclearma-terialsunderradiationdamage[14]实际上，核能结构材料中H和He的来源因其所处的环境不同而有所不同[16]。例如：对于以水作为冷却剂的反应堆，处在水腐蚀环境中的结构材料在一定温度条件下与水反应生成氢气，导致材料中H的渗透[17]；对于ADS系统中图1.4ADS束窗材料满功率运行一年的气体(H/He)产额[18]Figure1.4TotalgasproductionperfullpoweryearintheADSbeamwindow[18]连接质子加速器和散裂靶的束窗材料来说，除了处在散裂靶中子辐照环境下，还会受到入射高能质子的辐照，这将导致高产额H和He在束窗材料内的沉积（如图1.4）[18]；而对于聚变堆第一壁材料和包层材料而言，不仅受到聚变反应生成的中子的辐照，还受到H/He等离子体的轰击和渗透[12]。表1.1分别给出了第四代裂变堆、聚变堆和ADS系统运行工况下结构材料中H和He的产额[14,16]。3
【参考文献】：
期刊论文
[1]核用新型耐高温、抗辐照、耐液态金属腐蚀结构材料——SIMP钢的研究进展[J]. 杨柯,严伟,王志光,单以银,石全强,史显波,王威. 金属学报. 2016(10)
[2]慢正电子束流技术在金属/合金微观缺陷研究中的应用[J]. 胡远超,曹兴忠,李玉晓,张鹏,靳硕学,卢二阳,于润升,魏龙,王宝义. 物理学报. 2015(24)
博士论文
[1]铁素体/马氏体钢He效应研究[D]. 王霁.兰州大学 2015
[2]自离子辐照铁素体/马氏体钢引起的位移损伤研究[D]. 朱卉平.中国科学院研究生院（近代物理研究所） 2015
本文编号：3546557
【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】：117 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
不同温度段核用材料面临的机械性能退化问题[7]
第1章引言图1.3材料因辐照损伤影响存在的服役温度窗和寿命示意图[14]Figure1.3Schematicdiagramofthetemperaturewindowandtheservicelifeofnuclearma-terialsunderradiationdamage[14]实际上，核能结构材料中H和He的来源因其所处的环境不同而有所不同[16]。例如：对于以水作为冷却剂的反应堆，处在水腐蚀环境中的结构材料在一定温度条件下与水反应生成氢气，导致材料中H的渗透[17]；对于ADS系统中图1.4ADS束窗材料满功率运行一年的气体(H/He)产额[18]Figure1.4TotalgasproductionperfullpoweryearintheADSbeamwindow[18]连接质子加速器和散裂靶的束窗材料来说，除了处在散裂靶中子辐照环境下，还会受到入射高能质子的辐照，这将导致高产额H和He在束窗材料内的沉积（如图1.4）[18]；而对于聚变堆第一壁材料和包层材料而言，不仅受到聚变反应生成的中子的辐照，还受到H/He等离子体的轰击和渗透[12]。表1.1分别给出了第四代裂变堆、聚变堆和ADS系统运行工况下结构材料中H和He的产额[14,16]。3
第1章引言图1.3材料因辐照损伤影响存在的服役温度窗和寿命示意图[14]Figure1.3Schematicdiagramofthetemperaturewindowandtheservicelifeofnuclearma-terialsunderradiationdamage[14]实际上，核能结构材料中H和He的来源因其所处的环境不同而有所不同[16]。例如：对于以水作为冷却剂的反应堆，处在水腐蚀环境中的结构材料在一定温度条件下与水反应生成氢气，导致材料中H的渗透[17]；对于ADS系统中图1.4ADS束窗材料满功率运行一年的气体(H/He)产额[18]Figure1.4TotalgasproductionperfullpoweryearintheADSbeamwindow[18]连接质子加速器和散裂靶的束窗材料来说，除了处在散裂靶中子辐照环境下，还会受到入射高能质子的辐照，这将导致高产额H和He在束窗材料内的沉积（如图1.4）[18]；而对于聚变堆第一壁材料和包层材料而言，不仅受到聚变反应生成的中子的辐照，还受到H/He等离子体的轰击和渗透[12]。表1.1分别给出了第四代裂变堆、聚变堆和ADS系统运行工况下结构材料中H和He的产额[14,16]。3
【参考文献】：
期刊论文
[1]核用新型耐高温、抗辐照、耐液态金属腐蚀结构材料——SIMP钢的研究进展[J]. 杨柯,严伟,王志光,单以银,石全强,史显波,王威. 金属学报. 2016(10)
[2]慢正电子束流技术在金属/合金微观缺陷研究中的应用[J]. 胡远超,曹兴忠,李玉晓,张鹏,靳硕学,卢二阳,于润升,魏龙,王宝义. 物理学报. 2015(24)
博士论文
[1]铁素体/马氏体钢He效应研究[D]. 王霁.兰州大学 2015
[2]自离子辐照铁素体/马氏体钢引起的位移损伤研究[D]. 朱卉平.中国科学院研究生院（近代物理研究所） 2015
本文编号：3546557
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