辐照导致奥氏体不锈钢内位错环演化行为模拟

为了描述和预测奥氏体不锈钢材料在辐照条件下位错环的演化行为,本文基于平均场速率理论结合分子动力学方法建立辐照诱导奥氏体不锈钢内位错环演化的物理模型,模拟电子、中子辐照诱导奥氏体不锈钢内位错环的演化行为,模拟结果与实验结果吻合很好。在此基础上探究了中子辐照产生的存活缺陷对材料内位错环演化行为的影响,研究表明级联碰撞过程中的缺陷存活率、缺陷成团率以及四间隙原子团簇所占的团簇份额是影响位错环演化行为的主要参数,而双间隙原子团簇份额和三间隙原子团簇份额之间比例对位错环的演化没有影响。     

位错演化行为对奥氏体不锈钢空洞肿胀的影响

<正>奥氏体不锈钢包壳的辐照肿胀是制约快堆燃耗、影响反应堆安全性和经济性的一个关键因素,研究辐照诱导材料微观结构演化行为及其对空洞肿胀的影响,有助于更准确地预测空洞肿胀的变化趋势。本工作采用团簇动力学方法,在考虑位错环、空洞演化模型的基础上,引入位错演化模型,研究了辐照条件下位错结构的演化行为及其对空洞肿胀的影响。在不考虑位错演化的情况下,位错环尺寸无限长大,但是在真实的材料中,     

电子辐照条件下高纯铁中位错环演化的多尺度模拟

辐照诱导材料微观结构演化导致的材料力学性能降级或尺寸不稳定性是限制反应堆安全与经济性的关键因素之一。本文基于速率理论建立了辐照诱导材料微观结构演化的物理模型,并开发了模拟程序Radieff。采用分子动力学计算了高纯铁中缺陷的形成能、结合能、迁移能以及间隙原子位错环的构型,在此基础上模拟了电子辐照诱导高纯铁内位错环的演化过程,并与实验结果进行了对比。基于分子动力学的计算结果表明,当间隙原子团簇包含3个间隙原子时,团簇的排列方式为〈110〉构型,间隙原子团簇包含4个以上间隙原子时,团簇排列方式变为〈111〉构型。此外基于Radieff研究了400~600K温度范围内,损伤速率为1.5×10-4 dpa/s电子辐照条件下,位错密度对位错环演化的影响,位错密度对位错环数密度及其平均尺寸的影响取决于位错以及间隙原子团簇对间隙原子的阱强度;在464K和550K温度下辐照,位错环数密度及其平均尺寸分别在位错密度增加到1011 cm-2和1010 cm-2后急剧减小,这是由于此时位错对间隙原子的阱强度会大于间隙原子团簇对间隙原子的阱强度。     

FeCr合金中Cr含量对微观结构影响的原子尺度模拟研究

低温辐照脆化是影响铁素体/马氏体（F/M）钢服役的主要问题之一。F/M钢低温辐照脆化的主要机理是辐照产生的纳米缺陷（如位错环、α′相(富Cr团簇)等）阻碍位错运动。本文利用分子动力学方法和迈氏蒙特卡罗方法对F/M钢模型材料--FeCr合金（Fe7%Cr、Fe9%Cr、Fe14%Cr）中Cr元素析出成团簇及在位错环上偏析的机理进行研究,并分析Cr团簇析出与合金成分的关系以及位错环尺寸、位错环类型和合金中Cr含量对位错环上Cr偏析量的影响。模拟结果表明：热力学模拟后,高Cr含量（>9%)的FeCr合金中会析出Cr团簇,且基体内Cr含量越高,析出的Cr团簇尺寸越大;在所研究的3种FeCr合金中,受位错环张应力场作用,合金元素Cr均会在位错环的外围偏析,且FeCr合金中Cr含量越高,Cr在位错环上偏析量越高。低Cr的FeCr合金中Cr对其辐照硬化的影响需考虑位错环上Cr偏析的影响,高Cr的FeCr合金中Cr元素对其辐照硬化的影响需综合考虑Cr团簇及位错环上Cr偏析。     

钨中自间隙原子团簇扩散行为的分子动力学模拟

钨被视为未来聚变堆中最有可能全面使用的面对等离子体材料.而在未来聚变堆真实环境下,氘氚聚变反应产生的14 MeV高能中子辐照将在材料中产生严重的原子离位损伤和各种缺陷积累.其中自间隙原子(SIA)及其团簇是中子辐照损伤中最常见的缺陷种类.本文采用分子动力学模拟系统研究钨中1/2<111>和<100>SIA团簇的稳定结构...     

钨中自间隙原子团簇扩散行为的分子动力学模拟

钨被视为未来聚变堆中最有可能全面使用的面对等离子体材料。而在未来聚变堆真实环境下,氘氚聚变反应产生的14 MeV高能中子辐照将在材料中产生严重的原子离位损伤和各种缺陷积累。其中自间隙原子（SIA）及其团簇是中子辐照损伤中最常见的缺陷种类。本文采用分子动力学模拟系统研究钨中1/2〈111〉和〈100〉 SIA团簇的稳定结构和形成能,发现SIA团簇最稳定结构是1/2〈111〉 SIA团簇结构,SIA团簇聚集后会稳定存在。并研究了不同尺寸1/2〈111〉 SIA团簇的动力学扩散行为,发现单个SIA在温度高于700 K时易扩散和转向,而两个以上的SIA团簇在300~900 K时主要表现为一维方向的运动。为准确描述各种尺寸SIA团簇的动力学行为,给出了一套计算SIA团簇跃迁频率的经验参数。相关结果将为更大尺度的动力学蒙特卡罗和团簇动力学模拟提供准确和完备的输入参数,为正确掌握和评价钨中子辐照行为提供依据。     

聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究

为研究辐照时处于电子激发态下第一壁材料钨（W）的结构演化规律和热力学性质,采用紧束缚方法对聚变堆中W的物理性质进行理论研究。结果表明,体系在高能粒子辐照下诱导的电子激发导致了体系中被辐照的区域自发出现微孔、晶格急剧膨胀、熔点下降等现象。具体地,在中等电子温度（~5 000 K）以下,W的晶格膨胀主要由晶格温度驱动,但在电子温度较高时电子温度导致被辐照区域的晶格膨胀效应不可被忽略。特别是当电子温度很高（>10 000 K）时,即便晶格温度不高,电子温度也会导致很大程度晶格膨胀。这对认识聚变堆中第一壁材料W在服役过程中的物理状态十分重要。     

聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究

为研究辐照时处于电子激发态下第一壁材料钨(W)的结构演化规律和热力学性质,采用紧束缚方法对聚变堆中W的物理性质进行理论研究。结果表明,体系在高能粒子辐照下诱导的电子激发导致了体系中被辐照的区域自发出现微孔、晶格急剧膨胀、熔点下降等现象。具体地,在中等电子温度(～5 000 K)以下,W的晶格膨胀主要由晶格温度驱动,但在电子温度较高时电子温度导致被辐照区域的晶格膨胀效应不可被忽略。特别是当电子温度很高(10 000 K)时,即便晶格温度不高,电子温度也会导致很大程度晶格膨胀。这对认识聚变堆中第一壁材料W在服役过程中的物理状态十分重要。     

聚变堆金属材料中子辐照多尺度计算模拟

中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆(CFETR)以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据。钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料,但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降,严重影响材料的服役性能,进而影响CFETR运行的安全性和稳定性。在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下,开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下,本文以钨为模型材料,构建金属材料聚变中子辐照模拟平台,解决中子辐照模拟的共性关键技术问题,实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟,籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。     

锆合金原位离子辐照条件下的位错环演化研究

位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能（强度、塑性等）有着决定性的影响。目前,锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照,无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合金辐照下的微观组织演化,本工作采用先进的原位离子辐照实验方法,实时观察Zr-2合金位错环的演化过程,揭示不同辐照损伤剂量和温度对演化过程的影响规律,并结合弥散障碍物硬化模型对合金的辐照硬化性能进行了评估,验证了原位离子辐照用于研究锆合金包壳材料辐照后位错环演化和力学性能评价的可行性和先进性。      

注氘低活化马氏体钢在电子辐照下的缺陷行为

低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢被视为国际热核聚变反应堆以及聚变反应堆的第1壁候选结构材料之一,很多国家均在研究不同的RAFM钢,中国低活化马氏体(CLAM)钢的研究亦正在进行。核聚变会产生氢、氦、氘及氚,这些气体元素与辐照缺陷结合在一起,对材料的辐照性能会产生较大影响。本文对注氘后不同温度下的辐照后微观结构进行研究。试验利用日本北海道大学的JEOL-1300高压电子显微镜研究注氘CLAM钢从室温到873K在1250keV电子辐照下的微观结构变化。研究结果表明,在电子辐照下,注氘产生的缺陷团会出现消失和长大两种现象,意味着间隙型与空位型位错环在注氘过程中同时产生。并研究了注氘产生的空洞。     

Application of dislocation dynamics to assess irradiation effect on materials with different grain sizes

Irradiation of materials by energetic particles produces defect clusters like vacancies, self-interstitial atoms and stacking-fault tetrahedra. These defect clusters form loops around existing dislocations, leading to their decoration and immobilization, which ultimately leads to radiation hardening in most of the materials. Effect of irradiation on material shear yield strength is analyzed using two-dimensional poly-crystal dislocation dynamics (DD) modelling. The plastic flow in the material is represented as collective behavior of a large number of edge dislocations distributed among many grains. The unit cell is assumed to have grains of hexagonal shape with uniform size. Grain boundaries are considered to be impenetrable to dislocations. The irradiation effects are modelled by taking all dislocations being locked by irradiation defects thus characterizing the fluence. When the total stress on the dislocations exceeds a critical stress value, they get unlocked and become free to move on their glide planes. Typical stress-strain curves for various critical values are obtained for irradiated Aluminium with different grain sizes, which reveal the effect of dislocation loops on increased yield stress as a function of both fluence and grain size. Critical locking stress is correlated to irradiation fluence by using single crystal yield stress values of irradiated Aluminium from DD analysis and corresponding experimentally available yield stress values.     

In situ TEM observation of interactions between gliding dislocations and prismatic loops in Zr-ion irradiated zirconium alloys

Zirconium alloys cladding tubes containing the fuel of pressurized water nuclear reactors constitute the first barrier against the dissemination of radioactive elements. It is therefore essential to have a good understanding of the effects of neutron radiation on the deformation mechanisms of these materials. In order to study the effect of irradiation on the deformation mechanisms, zirconium alloys specimens have been irradiated with Zr ions at 350 °C and 500 °C. On these specimens in situ TEM tensile tests have been carried out at 350 °C and the interactions between gliding dislocations and radiation induced loops have been observed. It has been shown that in the case of edge dislocations gliding in prismatic planes, the loops can be incorporated within the dislocation as super-jog explaining the clearing of loops by gliding dislocations. However, it has also been shown that in specific configuration, the dislocation gliding in prismatic plane is strongly pinned by the loop, explaining the difficult activation of prismatic slip after irradiation resulting in the strong radiation induced hardening.     

金属钨级联碰撞中势函数的影响

原子间相互作用势函数的精确性会影响分子动力学级联碰撞模拟结果的精确性。本文选取5种典型的金属钨势函数进行比较测试,通过分子动力学方法,用能量为10 keV和50 keV的初级碰撞原子进行级联碰撞模拟,讨论和分析了辐照过程中缺陷的产生、缺陷团簇和位错环的分布。结果表明：对于最终稳定状态下的弗兰克尔对的数目,不同势函数的模拟结果没有明显差别,而对于缺陷的空间分布、缺陷团簇分数及位错环的分布,不同势函数的模拟结果各有特点。本文结果为用于辐照级联模拟势函数的选择提供了参考,也为钨基势函数的进一步优化提供了指导。     

Irradiation induced dislocation loop and its influence on the hardening behavior of Fe-Cr alloys by an Fe ion irradiation

Nano indentation analysis and transmission electron microscopy observation were performed to investigate a microstructural evolution and its influence on the hardening behavior in Fe-Cr alloys after an irradiation with 8 MeV Fe⁴⁺ ions at room temperature. Nano indentation analysis shows that an irradiation induced hardening is generated more considerably in the Fe-15Cr alloy than in the Fe-5Cr alloy by the ion irradiation. TEM observation reveals a significant population of the a₀<1 0 0> dislocation loops in the Fe-15Cr alloy and an agglomeration of the 1/2a₀<1 1 1> dislocation loops in the Fe-5Cr alloy. The results indicate that the a₀<1 0 0> dislocation loops will act as stronger obstacles to a dislocation motion than 1/2a₀<1 1 1> dislocation loops.     

辐照硬化位错动力学模拟的研究进展

辐照硬化是金属材料的辐照效应之一,开展辐照硬化机理研究有助于设计可靠的反应堆结构材料。辐照产生的缺陷会对位错运动造成阻碍,被认为是辐照硬化的主要原因。近年来快速发展的位错动力学模拟方法为材料的微观组织变化和宏观力学性能之间建立起了桥梁,被广泛用于辐照硬化机理研究。对于一些辐照缺陷如位错环和层错四面体,位错动力学软件已能模拟它们对位错网络演化以及宏观力学响应的影响,使辐照硬化的定量预测成为可能。本文从位错动力学模型、不同类型辐照缺陷硬化效应的位错动力学模拟以及辐照硬化理论模型发展三个方面,综述了辐照硬化位错动力学模拟的研究进展,并展望该研究领域的主要科学问题。     

水冷动力堆用锆合金的疲劳

锆合金是水冷动力堆核燃料元件的包壳材料和堆芯的其它结构材料，在反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动使燃料组件及其它构件发生循环变形，在极端情况下出现破损。本文概述了堆内锆合金包壳循环变形的特点，并综述了锆合金的循环变形行为，循环变形下的组织结构演化，疲劳裂纹的扩展以及影响疲劳寿命的因素，在此基础上，针对高性能燃料元件的发展趋势，指出了有待进一步研究解决的问题。