能源與環(huán)境問題是當(dāng)代社會(huì)面臨的重大問題,以第四代裂變堆,聚變堆為代表的先進(jìn)核能有望為社會(huì)提供長(zhǎng)期的清潔能源。核技術(shù)的成功應(yīng)用有賴于反應(yīng)堆內(nèi)材料的抗輻照能力,比如聚變堆結(jié)構(gòu)材料要經(jīng)受高溫下高能中子和He離子的輻照引起材料的損傷,因此研發(fā)耐高溫、抗輻照的結(jié)構(gòu)材料是成功建造先進(jìn)核反應(yīng)堆的關(guān)鍵。氧化物彌散強(qiáng)化鐵素體鋼（Oxide-dispersion-strengthened ferritic steel,即ODS鐵素體鋼）是通過機(jī)械冶金和熱壓工藝,在鐵基合金基體中摻雜納米級(jí)別的氧化物顆粒而制備的鐵基復(fù)合材料,相比傳統(tǒng)的鐵素體鋼具有耐高溫、抗輻照的優(yōu)點(diǎn),但是高能中子輻照導(dǎo)致材料的脆化問題仍亟待解決。利用高能重離子開展ODS鋼的輻照損傷研究,與中子相比在較短的時(shí)間內(nèi),達(dá)到較高的原子離位損傷水平,便于模擬聚變堆內(nèi)部服役過程的輻照損傷。由于高能重離子加速器和在建的強(qiáng)流中子源的高通量輻照空間極其有限,所以需要借助小樣品技術(shù)來研究材料在輻照前后力學(xué)性能的變化。本論文結(jié)合小沖桿試驗(yàn)（Small-punch test）和斷裂面的形貌分析,來研究ODS鋼在重離子輻照前后斷裂韌性的變化。主要的研究?jī)?nèi)容如下:（1... 

【文章來源】：中國(guó)科學(xué)院大學(xué)(中國(guó)科學(xué)院近代物理研究所)甘肅省

【文章頁(yè)數(shù)】：59 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

ITER裝置示意圖

層等也需要經(jīng)受高達(dá) 600oC 的高溫。出于耐高溫、低活化等因素的考慮，釩合金、低活化鋼（RAFMS）、碳化硅復(fù)合材料、鎢成為聚變堆主要的候選結(jié)構(gòu)材料。由于良好的抗輻照性能和高溫力學(xué)性能，低活化鋼成為包層材料的首選。氧化物彌散強(qiáng)化鐵素體鋼（ODS ferritic steel）是目前受關(guān)注的聚變堆結(jié)構(gòu)材料之一，是通過機(jī)械冶金和熱壓工藝在鐵基合金基體中摻雜納米尺寸的氧化物，一般是含 Y 氧化物，極高密度的納米富 Y-Ti-O 吸出相和位錯(cuò)使 He 以納米尺寸的微小氦泡的形式彌散在材料內(nèi)部，避免了在晶界處形成大的氦泡，顯著改善材料的抗輻照性能，增加材料的高溫強(qiáng)度，很大的希望被用作聚變堆的氚增殖包層材料和第四代裂變堆的燃料包殼材料。如圖 1.3（a）和（b）所示分別為經(jīng)過 122 MeV 的 Ne 離子輻照的 ODS 鋼和傳統(tǒng)鐵素體鋼的顯微結(jié)構(gòu)，可以看出 ODS 鋼晶界處空洞生長(zhǎng)較慢,表現(xiàn)出較好的抗輻照性能[10]。

化料的斷裂形式與溫度有密切的關(guān)系，低溫一般是脆性斷裂其他的金屬隨著溫度下降，可能在某一特定溫度附近發(fā)生的突然變化，也就是低于該溫度，金屬的面縮率、延伸率，這個(gè)轉(zhuǎn)變溫度通常稱為韌脆轉(zhuǎn)變溫度（DBTT）。韌脆轉(zhuǎn)重要的意義。若材料的實(shí)際使用溫度比材料的韌脆轉(zhuǎn)變溫生脆性斷裂。脆性斷裂一般在很短的時(shí)間發(fā)生，而且常常.1 所示，鋼鐵材料在高能中子輻照以后，材料的韌脆轉(zhuǎn)變分明顯，表明材料經(jīng)過輻照后出現(xiàn)了脆化，這就是所謂 embrittlement）。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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