發(fā)布時間：2021-04-14 02:56

　　在現役核反應堆和先進核能系統(tǒng)如快中子增殖堆、聚變堆中,壓力容器、燃料包殼和第一壁/包層等關鍵結構部件長期處于高溫、高應力、強輻照的嚴苛環(huán)境,材料中會積累高濃度缺陷,導致性能退化,嚴重影響核反應堆的服役安全。高能中子長期輻照導致的硬化/脆化是材料性能退化的主要表現形式。因此,澄清輻照硬化/脆化行為及其物理機制對于有效評估堆內構件的安全服役壽命,以及對于新型候選結構材料的研發(fā)具有指導意義。重離子束不僅具有位移損傷率高、輻照參數精確可控、樣品放射性低、成本低等優(yōu)點,還可以產生與快中子相似的初始級聯損傷,因此長期被用于模擬材料中的中子輻照損傷。本論文針對現役壓水堆以及先進核能系統(tǒng)主要結構材料的輻照損傷問題,利用高能重離子輻照條件開展了三種代表性的堆用鐵基合金（反應堆壓力容器鋼、低活化鐵素體/馬氏體鋼、氧化物彌散強化鐵素體鋼）的輻照硬化與脆化的研究。利用蘭州重離子加速器提供的高能重離子束,結合梯度減能裝置,在材料樣品約23μm厚度范圍內產生準均勻分布的位移損傷坪區(qū);隨后利用納米壓痕儀、維氏微硬度計和小沖桿試驗裝置對輻照前后材料力學性能的變化進行了表征,結合正電子湮滅壽命譜和透射電鏡對微觀結構進行... 

【文章來源】：中國科學院大學(中國科學院近代物理研究所)甘肅省

【文章頁數】：126 頁

【學位級別】：博士

【部分圖文】：

D-T聚變反應、托卡馬克內部的聚變等離子體、ITER裝置、未來聚變能電站示意圖

基于輻照損傷得到的各種結構材料安全運行的工作溫度[14]

10keV質子輻照A508-3鋼至（a）0.05dpa，（b）0.1dpa

【參考文獻】：
期刊論文
[1]國際合力攻關超臨界水冷堆技術中材料和傳熱流動兩大難題[J]. 姚煥.  中國核工業(yè). 2007(04)
[2]核聚變研究50年[J]. 邱勵儉.  核科學與工程. 2001(01)



本文編號：3136517