本文關(guān)鍵詞：晶粒尺寸對材料輻照損傷影響的團(tuán)簇動力學(xué)模擬　出處：《安徽大學(xué)》2017年碩士論文　論文類型：學(xué)位論文

  更多相關(guān)文章： 熱核聚變 面向等離子體材料 多尺度模擬 H/He滯留 中子輻照 納米晶 抗輻照能力

【摘要】：尋找設(shè)計出長時間服役的面向等離子體材料是保證熱核聚變安全運行的關(guān)鍵,而研究材料在輻照場下的損傷行為和抗輻照機制可為實驗的開展提供理論支持。目前人們主要關(guān)注H/He粒子和中子輻照下材料損傷的行為。納米晶材料由于具有較高的晶界密度,材料納米化被認(rèn)為是提高材料抗輻照能力的一種手段。本文基于多尺度框架的團(tuán)簇動力學(xué)方法,并嘗試考慮晶界和位錯俘獲效應(yīng),系統(tǒng)地研究了鎢中晶粒尺寸與H/He粒子滯留之間的關(guān)系,以及擴散偏壓對材料鐵和鎢輻照容忍度的影響。主要內(nèi)容如下:(1)氚(T)在等離子體材料鎢中的滯留行為的研究非常重要。目前關(guān)于晶粒尺寸對H/He粒子滯留行為的研究還不夠系統(tǒng)而且還存在爭議。針對此現(xiàn)象,通過在團(tuán)簇動力學(xué)模型中引入晶界的效應(yīng),本文系統(tǒng)地研究了鎢中H/He粒子滯留行為隨晶粒尺寸變化的關(guān)系,發(fā)現(xiàn)H/He滯留量隨晶粒尺寸的減小而顯著增加,主要由于晶界俘獲量增加導(dǎo)致。我們的研究進(jìn)一步發(fā)現(xiàn),在低能低劑量輻照條件下,He的滯留量主要是由晶界和位錯俘獲的貢獻(xiàn),隨著晶粒尺寸的增加,由晶界主導(dǎo)的粒子滯留向位錯發(fā)生轉(zhuǎn)變。我們的結(jié)果指出使用多晶鎢作為等離子體材料更為合適。此研究有助于定量理解等離子體鎢材料不同晶粒尺寸下體內(nèi)粒子滯留的機制。(2)我們結(jié)合多種方法研究影響材料抗輻照能力的因素,包括穩(wěn)態(tài)下的化學(xué)速率理論狀態(tài)方程,非平衡態(tài)下的團(tuán)簇動力學(xué)和分子動力學(xué)方法,系統(tǒng)地模擬了不同晶粒尺寸下鐵和鎢的抗輻照能力。我們發(fā)現(xiàn),在穩(wěn)態(tài)下,材料的抗輻照能力只與自身空位的擴散速率有關(guān)而與擴散偏壓無關(guān)。在非平衡態(tài)下,基于團(tuán)簇動力學(xué)結(jié)合晶界效應(yīng)的長時間演化的動力學(xué)模型,我們系統(tǒng)地研究了在中子輻照下不同晶粒尺寸的鐵和鎢體內(nèi)總空位的滯留行為。結(jié)果證實了我們的預(yù)期:對于納米晶鐵,在溫度為500 K時,納米晶的抗輻照能力就體現(xiàn)出來了。然而對于納米晶鎢,當(dāng)溫度升高到900 K,納米晶的抗輻照能力尤其對體內(nèi)空位的湮滅沒有體現(xiàn)出來。因此在穩(wěn)態(tài)達(dá)到之前,研究以擴散偏壓為主要因素影響納米晶材料的抗輻照能力至關(guān)重要。分子動力學(xué)的模擬結(jié)果也證實了上述研究。我們建議選擇多晶鎢作為等離子體材料更為合適。而對于結(jié)構(gòu)材料鐵,由于具有較好的抗中子輻照能力,則選擇納米晶材料更為合適。研究結(jié)果為理解納米晶材料在輻照下的行為提供了幫助。
[Abstract]:For a long time the design of plasma facing material service is the key to ensure the safe operation of thermonuclear fusion, which can provide theoretical support for the experiment and Research on material damage behavior of the radiation field and anti radiation mechanism. The damage of materials people mainly focus on H/He particle and neutron irradiation behavior of nanocrystalline materials. Due to the grain boundary density is the nanometer material is considered as a means to improve the ability of anti radiation materials. The cluster dynamics method based on multiscale framework, and try to consider boundaries and dislocation trapping, systematically studies the relationship between tungsten grain size and H/He particle retention, and the effect of diffusion bias on iron and tungsten materials radiation tolerance. The main contents are as follows: (1) tritium (T) is very important for the study on plasma materials in tungsten retention behavior. The grain size of H /He particles Study on the retention behavior of sub system is not enough but also controversial. In view of this phenomenon, the effects of introducing grain boundaries in cluster dynamics model, this paper systematically studies the relationship between H/He particles in tungsten retention behavior with the change of grain size, found that the decrease of H/He retention with the grain size increased, mainly due to the grain boundary trapping increase the amount of lead. Our study further found that in the low energy low doses of radiation, the retention of He is mainly composed of grain boundaries and dislocation trapping contribution, with the increase of the grain size, the grain boundary dominated particle retention transition to dislocation. Our results indicate that the use of polycrystalline tungsten as plasma material is more appropriate. This study contributes to the quantitative understanding of mechanism of plasma tungsten materials with different grain sizes in the body of the particle residence. (2) the ability of anti radiation materials we combine methods to study the influence of The factors, including the chemical rate theory equation of state under steady-state conditions, kinetics and molecular cluster dynamics method of non equilibrium system, simulation of the different grain sizes of iron and tungsten radiation resistance. We found that in the steady state, the anti radiation ability of materials and self diffusion rate of vacancies on has nothing to do with the diffusion bias. Under non-equilibrium state, long time evolution dynamics model of grain boundary effect based on the combination of cluster dynamics, we systematically studied under neutron irradiation with different grain sizes of iron and tungsten in total vacancy retention behavior. The results confirm our expectations for nanocrystalline iron in temperature 500 K, nanocrystalline radiation resistance is manifested. However for Nanocrystalline Tungsten, when the temperature rises to 900 K, nanocrystalline anti irradiation ability especially in the annihilation of vacancies is not reflected in. In order to reach steady state before the study of diffusion bias are main factors affecting the anti radiation ability of nanocrystalline materials is essential. Molecular dynamics simulations also confirm the above research. We suggest that the selection of polycrystalline tungsten as plasma material is more suitable for structural materials. Iron, due to neutron irradiation resistance the ability to select nanocrystals the material is more suitable. The research results provide help for understanding the behavior of nanocrystalline materials under irradiation.

【學(xué)位授予單位】：安徽大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號】：O469

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本文編號：1384156