低能大流强氦离子辐照对钼的表面损伤作用

钼(Mo)材料被作为托卡马克装置中面向等离子体材料的候选材料被广泛研究,因此研究钼材料的辐照损伤行为对于认识聚变堆关键材料的辐照损伤机制具有重要意义。采用低能(100 e V)、大流强(约1021 ions·m-2·s-1)He+在600 oC对钼样品进行辐照实验,考察了离子辐照剂量和退火温度变化对钼材料的表面损伤作用。分别采用扫描电镜(Scanning Electron Microscope,SEM)和无损伤的导电原子力显微镜(Conductive Atomic Force Microscopy,CAFM)检测技术对辐照前后样品的微观形貌、微结构演化以及内表面缺陷分布等进行了对比研究。结果表明,He+辐照会诱导钼样品晶粒尺寸的增加,钼材料表面的晶粒取向会影响辐照缺陷的分布。这对于探索抑制材料辐照损伤的新方法具有重要的指导意义。     

Xe~+离子辐照诱导国产T91及316Ti钢微结构变化研究

对国产T91及316Ti钢进行室温下200keV的Xe~+离子辐照,使用X射线衍射(XRD)、透射电镜(TEM)等检测方法研究不同损伤剂量下辐照对材料相的稳定性和微观结构变化的影响。研究结果表明:T91钢辐照后未发生明显相变,而316Ti发生了γ(FCC)→α(BCC)的马氏体相变,且随辐照损伤剂量的增加,α相含量增加,相变的主要驱动力为辐照离子在辐照层的聚集从而产生的剪切应力;T91钢中的M_(23)C_6颗粒随辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显,主要是由于辐照粒子的轰击削弱了M_(23)C_6颗粒晶格的稳定性,晶格塌陷成为非晶状态;316Ti钢在较低辐照损伤剂量(4.6dpa)下出现黑斑结构,而在高辐照损伤剂量(37.1dpa)下黑斑结构进一步聚集形成位错环。     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

基于多模式扫描探针显微镜技术分析碳化硅的辐照损伤

本文在600℃对6H-SiC进行了He~+辐照实验,离子辐照能量为100 keV,剂量为5×10~(15)ions·cm~(-2)、1×10~(16)ions.cm~(-2)、3×10~(16)ions.cm~(-2)和8×10~(16)ions·cm~(-2)。本文采用多模式扫描探针显微镜技术,包括轻敲模式原子力显微镜、纳米压痕/划痕和导电模式原子力显微镜技术对样品辐照前后的表面损伤进行了分析。结果表明,随辐照剂量的增加,样品表面粗糙度逐渐增加,表面硬度逐渐下降。导电模式原子力显微镜能清晰地观测到样品表面氮泡分布形态,进一步说明材料表面的肿胀是由材料内部高压氮泡产生的。     

电子辐照高纯铁电阻率回复的团簇动力学模拟

电阻率回复实验是研究材料辐照损伤机理的有效手段,可表征材料中辐照缺陷数量的变化。本文基于平均场速率理论开发了模拟辐照缺陷演化的团簇动力学程序,模拟了高纯铁经3MeV电子辐照至2.0×10-6 dpa后等时时效过程的缺陷演化过程,并与电阻率回复实验结果进行了对比。模拟结果表明,辐照缺陷数量随温度升高的演化过程与电阻率的变化趋势吻合得很好,电阻率回复的峰值分别对应于间隙原子、间隙原子团簇、空位团簇等缺陷的数量变化。该方法对于研究材料辐照损伤机理具有重要意义。     

纳米压痕技术研究堆内构件材料304NG不锈钢的三束辐照效应

在中国原子能科学研究院的三束辐照实验平台上,对国产堆内构件材料核级控氮304NG不锈钢进行重离子、氢和氦同时辐照,并采用连续刚度纳米压痕技术测量了辐照前后样品的硬度和弹性模量的变化。结果表明,6dpa下,随着辐照温度的升高,辐照硬化减弱;300℃下,随着辐照剂量的增加,辐照硬化增大,高剂量情况下,氢、氦注入区的辐照硬化更显著,表明存在氢、氦增强硬化效应。     

氢对12Cr-ODS钢中强化相(Y_2O_3)辐照稳定性影响研究

通过离子束-电子束(H++e-)双束同时辐照,原位观察氧化物在辐照过程中的组织损伤变化,研究了(H++e-)双束辐照对乙二胺四乙酸(EDTA)络合溶胶-凝胶法制备的12Cr-ODS铁素体钢中氧化物(Y2O3)稳定性的影响。实验结果表明:电子辐照剂量达15 dpa后,再进行(H++e-)双束辐照15 dpa,在此条件下,Y2O3氧化物会发生尺寸减小或溶解,辐照诱发点缺陷和合金元素界面化学反应是导致氧化物不稳定性的重要原因。     

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

为评估快堆结构材料的辐照损伤，本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案，分析探测片特性和反应道截面，选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱，并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算，同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明，本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内，符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系，对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。     

SiC辐照损伤对耐高温氧化性能的影响

碳化硅（SiC）材料在高温氧化时会生成SiO2保护膜,但经辐照后高温氧化,材料结构和氧化速率会发生变化,影响材料性能。为研究其晶格损伤与氧化规律之间的关系,利用6H-SiC单晶片和烧结SiC多晶片,开展了在室温下经过能量为5 MeV、注量为5×1014 cm-2的Xe20+离子辐照后再进行1 300 ℃氧化1 h的实验。利用X射线衍射、拉曼光谱、傅里叶变换红外光谱、扫描电镜、透射电镜进行表征,对比了不同晶型的SiC氧化前后辐照与未辐照区域。结果显示：辐照破坏了晶格有序度,造成了晶格损伤,这些损伤在氧化过程中促进了多种SiO2基团的形成;生成的SiO2形成氧化层,由于与SiC基体热膨胀系数的差异,以及重结晶作用,导致碳化硅产生内应力,使氧化膜破裂;截面TEM图像显示,辐照引起的层错致使氧化程度加深,这是导致氧化速度加快的重要原因。     

国产RPV钢质子辐照的巴克豪森噪声研究

采用240 ke V质子对国产反应堆压力容器(RPV)钢试样进行辐照。辐照注量为0.25×1017~5×1017cm-2(对应位移损伤量0.05~1 dpa)范围。对辐照试验分别进行巴克豪森噪声(MBN)检测和辐照样品的显微硬度测试,研究MBN信号与辐照注量和力学性能之间的关系。结果表明:MBN信号对辐照缺陷非常敏感,随着辐照损伤量增加MBN信号先快速降低,随后又开始升高,并在0.3~1 dpa区间变化趋于缓和。上述变化主要归因于材料内部磁畴壁与质子辐照缺陷的相互作用。显微硬度测试表明:质子辐照后材料呈显著的辐照硬化趋势;同时通过显微硬度与MBN信号对比发现,MBN信号与显微硬度存在显著的线性关系。     

固溶元素对二元镍基合金的微结构及其抗辐照性能的影响

采用2 MeV的Ne离子对Ni、Ni-Cr和Ni-Mo合金进行辐照,开展固溶元素对二元镍基合金辐照性能影响的研究。对辐照后样品进行掠入射X射线衍射(Grazing Incidence X-ray Diffraction,GIXRD)分析发现,Ni、NiCr、Ni-Mo合金晶格均未发生明显的畸变,也没有明显的析出相形成。纳米压痕结果表明:离子辐照导致了Ni、Ni-Cr和Ni-Mo合金硬化,当辐照损伤达到0.5～3.0 dpa(displacement per atom)时,Ni-Cr与Ni-Mo合金出现了硬化饱和现象,而Ni的硬化并未饱和。根据Orowan模型,分析了合金辐照硬化的机理;利用Makin-Minter方程,发现Ni-Mo合金的抗辐照能力优于Ni-Cr合金,而低幂次方程显示Ni具备随辐照量增加继续硬化的趋势。     

C离子辐照对核级石墨硬度和杨氏模量影响研究

为了探明离子辐照剂量和辐照温度对核级石墨硬度、杨氏模量及微观组织的影响,采用0.02 dpa、0.2 dpa和2 dpa剂量的C4+分别在室温和180℃下辐照核级石墨,利用纳米压痕仪和透射电镜对不同离子辐照条件下核级石墨的性能和微观组织进行研究。结果表明：室温辐照时,硬度和杨氏模量均随着辐照剂量的增加而增加,辐照剂量为2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值分别由未辐照时的0.51 GPa与15.52 GPa急剧增加到2.51 GPa与37.73 GPa。180℃辐照剂量为0、0.02、0.2 dpa时,硬度和杨氏模量也随着辐照剂量的增加而增加,均高于室温辐照相同辐照剂量下硬度和杨氏模量的峰值。当辐照剂量达到2 dpa时,硬度与杨氏模量的峰值从0.2 dpa的1.72 GPa和31.53 GPa迅速降为1.32 GPa和25.91 GPa。石墨硬度和杨氏模量的增加是由于辐照导致石墨内部的微裂纹闭合和基体缺陷增加造成的,180℃辐照2 dpa后硬度和杨氏模量的急剧降低是由于辐照导致石墨发生了非晶化导致的。     

H、He离子辐照对国产ZIRLO合金氧化膜的影响

针对国产ZIRLO合金开展了H、He离子辐照对其腐蚀性能影响的研究。对国产ZIRLO合金样品分别进行高温（300 ℃）H、He离子辐照试验,辐照峰值剂量为1 dpa,之后进行模拟一回路腐蚀试验。通过腐蚀增重方法得到腐蚀动力学曲线。利用慢正电子湮没多普勒展宽谱对未辐照样品和辐照样品进行微观结构表征,用透射电子显微镜对腐蚀125 d的样品进行微观结构表征。结果表明,H、He离子辐照并未改变ZIRLO合金的腐蚀机理。He离子辐照产生的空位团可促进腐蚀过程中裂纹形核,增加了氧扩散通道,减少氧扩散激活能,导致腐蚀初期有明显的加速效应。H离子辐照对腐蚀的加速现象不如He离子辐照明显,原因是H离子辐照产生H-空位复合缺陷对氧扩散激活能减少作用较小。     

200 keV Xe离子辐照后国产T92钢微结构变化研究

对国产T92钢进行200keV的Xe离子辐照试验,使用透射电子显微镜(TEM)考察该能量下不同辐照损伤剂量对其微观结构的影响,研究结果表明:T92钢典型的微观组织结构主要包括马氏体板条结构,碳、氮化合物颗粒和位错网络;辐照导致M23C6颗粒出现非晶化,且随着辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显;辐照损伤剂量较小(1.4dpa和6.8dpa)时,辐照试样中出现黑斑结构(空位和间隙原子簇),所有的辐照试样中没有发现辐照产生的位错环和空洞。     

离子辐照样品的表面处理方法研究

离子辐照实验已广泛应用于评价反应堆压力容器钢的辐照损伤效应,这对样品表面状态提出了苛刻的要求。分别采用机械抛光、振动抛光、电化学抛光与真空退火的方法对RPV钢样品表面进行了处理,采用慢束正电子湮没-多普勒展宽谱实验表征了样品表面的损伤层状态,采用纳米压痕测试表征了样品表面的应力状态。实验结果表明:对于RPV钢离子辐照样品,建议优先采用机械抛光+真空退火处理的方法处理样品表面,其次可采用电化学抛光处理方法。同时指出了该结论也适用于材料化学成分、强度与韧性等力学性能及热处理状态等相近的其他低合金钢离子辐照样品的表面处理。     

小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。     

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明：冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了...     

辐照后4H-SiC带电粒子探测器的特性研究

碳化硅材料因其禁带宽度大、晶体原子离位能高等物理特性,被视为制作耐高温、抗辐射器件极具代表性的宽带隙半导体材料。为观察辐照对4H-SiC肖特基二极管带电粒子探测器的电学特性及对α粒子响应的能量分辨率的影响。利用60Co源的γ射线对4H-SiC肖特基二极管探测器进行辐照实验。经过总剂量为1 000 kGy的γ射线辐照后,探测器的正向电流相较于辐照前减小了三个数量级;反向电流值在0～120 V偏压下没有明显变化,当反向偏压高于120 V时,反向电流值变化明显。同时,辐照前后对α粒子的能量分辨率没有明显变化。     

低能氦离子辐照对钨和钼材料的表面损伤作用

钨和钼材料具有高熔点、高热导率、低溅射率等优点成为国际热核实验反应堆计划中面向等离子体材料的候选材料。因此研究钨和钼材料的辐照损伤行为对于认识面向等离子体材料的辐照损伤机制具有重要意义。本文采用120 e V的He+在873 K对钨和钼材料进行辐照实验,利用纳米压痕仪与导电模式原子力显微镜(Conductive Atomic Force Microscopy,CAFM)相结合,原位比较了钨和钼材料在辐照前后的表面形貌、表面微结构以及表层缺陷分布的变化特征。结果表明,低能He+辐照会导致钨和钼材料的近表面产生纳米量级氦泡缺陷,这些氦泡缺陷的存在使得样品表面产生绒毛或波浪状结构。纳米压痕深度分析和扫描电镜的分析结果表明,低能He+辐照会对Mo材料产生明显的刻蚀作用。本工作对于进一步认识低能氦离子辐照对面向等离子体材料的辐照损伤作用具有一定的科学参考意义。