先进反应堆用ODS F/M钢的强韧性匹配研究进展

氧化物弥散强化（ODS）铁素体/马氏体（F/M）钢具有极高的缺陷阱密度,加之体心立方结构基体,使其具有优异的抗辐照性能,被确定为包括聚变堆和第4代裂变堆在内的先进核能系统关键部件候选材料,成为核材料领域的研究热点。有利于ODS钢抗辐照性能的显微组织特点同时也赋予了ODS钢优异的室温和高温强度。但和其他高强度材料类似,ODS钢也存在强度高,而塑韧性不足的矛盾,不利于复杂部件的加工,因此,实现ODS F/M钢的高强高韧成为面向工程应用的ODS F/M钢研究的一大热点和难点。目前,针对ODS F/M钢强韧化的研究还较少,已有的相关研究也不够系统和深入,本文主要对抗辐照ODS F/M钢的显微组织结构要求及其强韧化研究现状进行总结和分析,为先进反应堆用抗辐照ODS F/M钢的强韧化设计提供思路和参考。     

先进快堆外套管材料铁素体/马氏体钢研究进展

介绍了快堆外套管材料的使用要求以及国内外快堆外套管材料的选用情况,论述了快堆中中子辐照对铁素体/马氏体钢的微观结构和力学性能的影响,并介绍了国产快堆外套管材料铁索体/马氏体钢的研发计划.铁索体/马氏体钢具有优异的抗辐照肿胀性能,T92钢作为第三代铁索体/马氏体钢同时具有良好的高温强度,被作为国产快堆外套管的首要候选材料...     

基于深度神经网络的ODS合金辐照硬化预测

氧化物弥散强化(ODS)合金作为第4代先进堆结构材料和聚变堆第一壁结构材料的候选材料,其抗辐照性能仍是制约其在快堆和聚变堆领域应用的关键技术难题。本文通过收集ODS合金的成分、固化和热处理工艺、辐照条件、测试条件（包括温度等）及屈服强度等数据约570条,并对数据进行清洗及重要属性的筛选,采用机器学习中反向传播的深度神经网络方法,尝试构建了Cr、Y₂O₃等关键成分与ODS合金中子辐照硬化的关联性,获得针对ODS合金辐照硬化的性能预测。结果表明：Cr含量约为6%、Y₂O₃添加量约为0.2%时,ODS合金的辐照硬化程度降低,同时Ti的添加有利于ODS合金辐照硬化程度的降低,而添加Al则会加剧其辐照硬化。据此,后续可得出一定辐照条件下,辐照硬化程度更低的ODS合金成分设计方案。     

采用高能重离子辐照研究铁素体/马氏体钢脆化效应

正铁素体/马氏体钢作为快堆组件的候选结构材料,辐照脆化是降低其堆内应用性能的关键问题,采用离子模拟辐照方法可大幅降低材料研究成本。对应于快堆服役环境的要求,采用高能重离子模拟辐照结合小冲杆测试技术对一种9Cr铁素体/马氏体钢的抗辐照性能进行了评价。     

1.61 dpa/300℃中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为

较低温度(350℃)下,反应堆结构材料的中子辐照硬化与脆化行为一直是其核工程应用中关注的热点问题之一。低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)是国际热核聚变堆实验包层模块(ITER-TBM)首选结构材料,其在寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3 dpa,服役温度300~500℃。为推进具有我国自主知识产权的中国低活化钢-CLAM钢在ITER中国实验包层模块(ITER-CN-TBM)中的应用,本文通过开展1.61 dpa/300℃中子辐照前后CLAM钢拉伸性能和冲击性能测试以及与国际同类低活化钢相近辐照条件下的性能数据进行对比分析,研究了中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为。结果表明,CLAM钢辐照后在室温测试时的抗拉强度和屈服强度分别为692 MPa和596 MPa,相比辐照前分别增加了29 MPa和56 MPa,表现出一定程度的辐照硬化。辐照后的韧脆转变温度DBTT相比辐照前增加了56℃,出现辐照脆化现象。与国际同类低活化钢在相近辐照条件下的测试结果对比分析,表明CLAM钢具有相对优异的抗中子辐照能力。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所·凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

Si含量对9%Cr铁素体马氏体钢微观结构和力学性能的影响

铁素体马氏体（F/M）钢是铅冷快堆堆芯的主要候选材料之一,提高Si含量可提高其抗腐蚀性能,但影响其微观结构和力学性能。为研发兼顾力学性能和抗腐蚀性能的高Si含量F/M钢,本文对Si含量（质量分数为034%、061%、080%、098%和120%）对9%Cr F/M钢微观结构和力学性能的影响进行了研究。结果显示,室温下通过正火（1 050 ℃,05 h,空冷）+回火（760 ℃,15 h,空冷）热处理制备的F/M钢均为全马氏体组织。钢的屈服强度和抗拉强度均随Si含量的增加而增加。Si含量对钢的组织及冲击性能的影响可分为两个阶段,当F/M钢中Si含量为034%~080%时,其组织、冲击性能变化很小;Si含量为098%~120%时,F/M钢中的第二相尺寸、数量增加,沿马氏体板条界面析出少量的Laves相,F/M钢的冲击韧性降低。本研究9%Cr F/M钢中Si元素的最优添加量应低于08%,使钢在保持较高强度的同时兼具良好的韧性。     

“核电材料应用技术国际青年论坛”与“核电站材料服役性能国际研讨会”

正核电作为一种安全、清洁、成熟的技术,已被世界各国作为重要的清洁能源广泛利用。核材料的综合性能对于核电站的安全服役具有重要意义,因此,核材料的显微组织、服役性能等问题受到了广泛关注。本次论坛将邀请国内外青年研究学者讨论核材料(包括但不限于裂变堆材料与聚变堆结构材料)的如下问题:1.加工工艺对显微组织以及性能的影响;2.辐照后材料缺陷的演化规律,以及材料显微组织结构对其抗辐照性能的影     

氦泡硬化机理的原子尺度模拟研究

正铁素体/马氏体钢(F/M钢)由于具备优良的热机械性能,如高强度、较低的辐照肿胀、较低的热膨胀系数、较高的热导率,被普遍认为是第4代反应堆和聚变堆的候选结构材料。在服役过程中,中子会在材料内发生嬗变反应,生成大量氦。氦原子与金属材料不相容,易被空位结合,在晶界、晶粒内易聚集成泡。氦泡的存在会对材料力学性能产生影响。研究F/M钢中氦引起硬化和脆化有助于了解和预测其在反应堆环境下的服役情况。     

聚变堆第一壁用纳米结构ODS钢的发展与前瞻

第一壁结构材料必须满足聚变堆极其严酷的工作环境要求，这是制约聚变堆发展的技术瓶颈之一。近年来发展起来的纳米结构氧化物弥散强化钢的特征性微观结构赋予了该材料优异的抗辐照性能，被视为第一壁结构材料的发展方向。本文简述了国内外第一壁材料的研究与发展概况。     

430℃下2.98dpa中子辐照后CLAM钢的拉伸和冲击性能

利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试表明,CLAM钢辐照前后韧脆转变温度基本相同,上平台能量无明显变化,约为217J,未出现明显辐照脆化。CLAM钢的抗辐照性能略优于其他低活化铁素体/马氏体RAFM钢在类似辐照条件下的性能。     

He/H离子辐照损伤及其对ODS钢显微硬度的影响研究

为研究氧化物弥散强化铁素体钢(ODS钢)中的He/H离子协同辐照效应,本文开展了室温条件下ODS钢的He/H离子单一及复合辐照实验,并研究了辐照损伤对其显微硬度的影响。实验结果表明:He/H离子主要分布在损伤峰值附近;H离子辐照对ODS钢显微硬度的影响大于He离子;H离子的引入导致He离子低温解吸峰消失,而He离子的注量减半则使其热解吸起始温度升高;He、H离子与材料中缺陷相互作用不同是影响显微硬度及正电子寿命结果的主要因素。     

高熵合金的抗辐照性能研究进展

高熵合金作为一种新型多主元固溶体合金,成分复杂、全局无序,且具有多主元效应,表现出较为优异的综合性能,有望作为新型抗辐照结构材料应用于先进核能反应堆系统。本文介绍了目前高熵合金抗辐照性能的研究现状,主要涉及高熵合金辐照缺陷演化、微观结构变化和性能退化等辐照损伤演化过程,梳理了多主元效应对辐照损伤演化过程的影响规律。针对高熵合金的抗辐照性能研究,总结了目前高熵合金的几种抗辐照损伤机制,归纳了高熵合金抗辐照性能研究存在的问题,以及对高熵合金后续的研究方向进行了展望。     

高熵合金的抗辐照性能研究进展

高熵合金作为一种新型多主元固溶体合金,成分复杂、全局无序,且具有多主元效应,表现出较为优异的综合性能,有望作为新型抗辐照结构材料应用于先进核能反应堆系统。本文介绍了目前高熵合金抗辐照性能的研究现状,主要涉及高熵合金辐照缺陷演化、微观结构变化和性能退化等辐照损伤演化过程,梳理了多主元效应对辐照损伤演化过程的影响规律。针对高熵合金的抗辐照性能研究,总结了目前高熵合金的几种抗辐照损伤机制,归纳了高熵合金抗辐照性能研究存在的问题,以及对高熵合金后续的研究方向进行了展望。     

中国低活化马氏体钢在电子辐照下产生位错环的原位观察

高流强的中子辐照在结构材料内部产生严重的级联离位损伤,使得材料性能下降,而辐照缺陷是聚变堆材料性能下降的根本原因.为了研究结构材料在高辐照剂量下的损伤机理,针对中国低活化马氏体钢(CLAM钢),通过使用高能电子辐照来模拟中子对材料造成的高剂量辐照损伤,并对微观结构进行原位观察.进行了辐照下产生的位错环随辐照剂量的演化过程的观察,并分析了位错环浓度和尺寸随辐照剂量和温度的变化规律.     

基于物理的轻水堆压力容器钢辐照脆化预测模型

正轻水反应堆(LWR)的压力容器(RPV)钢在长期正常服役条件下会发生材料性能降级(主要指发生材料脆化),其主要原因在于中子辐照促进或导致的一些微观结构变化,如富Cu沉淀或团簇(CRP)、基体损伤(MD)以及溶质原子(如P原子)在晶界偏析。基于物理机制构建RPV钢辐照脆化预测模型对于高剂量中子辐照下的预测可靠性大有裨益。本项研究从国内RPV钢辐照脆化数据(包括试验堆加速辐照实验数据)出发,在前人研究基础上,构建了含有CRP和MD贡献的物理型RPV     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。     

69 马氏体不锈钢辐照效应研究

低活化马氏体钢具有良好的抗辐照肿胀热物理性能，所以最有希望成为实验聚变堆第1壁和包层结构材料，也是正在进行研究设计的聚变堆次临界系统（Fusion Driven Sub—critical System，FDS）的首选结构材料之一。     

C/C复合材料在核能系统中的应用进展

C/C复合材料具有优异的高温强度、高热导率、耐热冲击、抗化学腐蚀、耐辐照等特性,使其在核能领域材料中具有一定的优势,适用于核聚变堆面向等离子体材料、放射性同位素温差发电器防护材料等。本文梳理总结了美国、日本、法国、德国等国家核能系统中热源、第一壁、偏滤器等部件用C/C复合材料的现状、性能、制备工艺、辐照影响等研究进展情况,对国内核能系统中使用的C/C材料提出了发展建议,以期为核能系统中材料的选用提供借鉴。