600℃下氦离子辐照316L不锈钢氦泡形成的研究

在聚变堆与快堆中，高能中子通过（ｎα）反应在结构材料中产生大量的氦。氦聚集形成氦泡，引起材料各种性能的下降；特别是高温下氦流到晶界形成氦泡，使材料发生脆性断裂。对材料中氦泡的形核及长大规律的研究是研究材料中氦脆的基本机制及堆辐照环境中材料微观结构变化...     

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...     

中国低活化马氏体钢在电子辐照下产生位错环的原位观察

高流强的中子辐照在结构材料内部产生严重的级联离位损伤,使得材料性能下降,而辐照缺陷是聚变堆材料性能下降的根本原因.为了研究结构材料在高辐照剂量下的损伤机理,针对中国低活化马氏体钢(CLAM钢),通过使用高能电子辐照来模拟中子对材料造成的高剂量辐照损伤,并对微观结构进行原位观察.进行了辐照下产生的位错环随辐照剂量的演化过程的观察,并分析了位错环浓度和尺寸随辐照剂量和温度的变化规律.     

聚变堆低活化马氏体钢的发展

介绍了国际聚变堆低活化结构材料发展概况及趋势,以及国内发展自己特有的低活化马氏体钢的必要性。介绍了聚变堆结构材料——低活化铁素体/马氏体钢发展的必要性及迫切性,以及目前国际上包括欧洲、日本、美国等在此方面研究的进展概况及发展趋势,最后提出了国内发展自己特有的低活化马氏体钢——CLAM钢的必要性,并对目前的研究进展情况做了介绍。     

先进反应堆用ODS F/M钢的强韧性匹配研究进展

氧化物弥散强化（ODS）铁素体/马氏体（F/M）钢具有极高的缺陷阱密度，加之体心立方结构基体，使其具有优异的抗辐照性能，被确定为包括聚变堆和第4代裂变堆在内的先进核能系统关键部件候选材料，成为核材料领域的研究热点。有利于ODS钢抗辐照性能的显微组织特点同时也赋予了ODS钢优异的室温和高温强度。但和其他高强度材料类似，ODS钢也存在强度高，而塑韧性不足的矛盾，不利于复杂部件的加工，因此，实现ODS F/M钢的高强高韧成为面向工程应用的ODS F/M钢研究的一大热点和难点。目前，针对ODS F/M钢强韧化的研究还较少，已有的相关研究也不够系统和深入，本文主要对抗辐照ODS F/M钢的显微组织结构要求及其强韧化研究现状进行总结和分析，为先进反应堆用抗辐照ODS F/M钢的强韧化设计提供思路和参考。     

中国液态锂铅包层材料研究进展

液态锂铅包层是国际上普遍关注和最有发展潜力的聚变堆包层概念设计之一,而包层材料是液态锂铅包层的核心问题之一.目前,液态锂铅包层普遍选用低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)作为结构材料,液态锂铅作为中子倍增剂及氚增殖剂.另外,部分设计采用了耐高温、电绝缘流道插件作为功能材料,以降低磁流体动力学效应及提高冷却剂出口温度(高于700℃).为适应液态包层的发展需求,中国科学院等离子体物理研究所FDS团队联合国内外相关研究单位,进行了具有中国自主知识产权的中国低活化马氏体钢(CLAM钢)及液态锂铅包层功能材料研发,并开展了锂铅热对流及强迫对流回路的设计、研制及腐蚀实验研究,以研究液态金属锂铅的流动特性及其与结构和功能材料的相容性.同时建立了聚变堆材料数据库平台,为促进中国聚变堆液态包层及材料技术的研究和发展提供数据支持.     

聚变驱动次临界堆第一壁材料辐照损伤的初步研究

介绍了中子对材料的辐照损伤原理及化合物原子平均离位(DPA)截面计算方法;使用辐照损伤计算程序SPECTER计算了聚变驱动次临界堆(FDS-I)第一壁材料CLAM钢的辐照损伤参数,并将CLAM钢的辐照损伤计算结果与相同条件下316SS、SiC等聚变堆结构材料的计算结果进行了比较.     

聚变堆第一壁用纳米结构ODS钢的发展与前瞻

第一壁结构材料必须满足聚变堆极其严酷的工作环境要求，这是制约聚变堆发展的技术瓶颈之一。近年来发展起来的纳米结构氧化物弥散强化钢的特征性微观结构赋予了该材料优异的抗辐照性能，被视为第一壁结构材料的发展方向。本文简述了国内外第一壁材料的研究与发展概况。     

基于深度神经网络的ODS合金辐照硬化预测

氧化物弥散强化(ODS)合金作为第4代先进堆结构材料和聚变堆第一壁结构材料的候选材料,其抗辐照性能仍是制约其在快堆和聚变堆领域应用的关键技术难题。本文通过收集ODS合金的成分、固化和热处理工艺、辐照条件、测试条件（包括温度等）及屈服强度等数据约570条,并对数据进行清洗及重要属性的筛选,采用机器学习中反向传播的深度神经网络方法,尝试构建了Cr、Y₂O₃等关键成分与ODS合金中子辐照硬化的关联性,获得针对ODS合金辐照硬化的性能预测。结果表明：Cr含量约为6%、Y₂O₃添加量约为0.2%时,ODS合金的辐照硬化程度降低,同时Ti的添加有利于ODS合金辐照硬化程度的降低,而添加Al则会加剧其辐照硬化。据此,后续可得出一定辐照条件下,辐照硬化程度更低的ODS合金成分设计方案。     

第三届国际聚变堆材料会议(ICFRM—3) 将于1987年10月4—8日在卡尔斯鲁(Karlsruhe)召开

会议将讨论当前的和将来的聚变装置中的材料问题。内容包括:有关材料在复杂的聚变堆环境中的行为的新的研究结果,和对聚变堆材料的关键科学技术问题进一步了解的讨论。欢迎下列方面的文章应征:①在当前聚变试验中遇到的材料问题和目前对材料行为的认识;②用作“第一壁”及结构部件,面对等离子体的部件和陶瓷绝热体材料和其主要     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要，中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求，以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围，基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能，利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究，通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能，综合评估了材料的辐照性能，并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析，结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

先进快堆外套管材料铁素体/马氏体钢研究进展

介绍了快堆外套管材料的使用要求以及国内外快堆外套管材料的选用情况,论述了快堆中中子辐照对铁素体/马氏体钢的微观结构和力学性能的影响,并介绍了国产快堆外套管材料铁索体/马氏体钢的研发计划.铁索体/马氏体钢具有优异的抗辐照肿胀性能,T92钢作为第三代铁索体/马氏体钢同时具有良好的高温强度,被作为国产快堆外套管的首要候选材料...     

非均匀形核对辐照诱导钨内微结构演化行为影响的团簇动力学模拟

金属钨(W)及其合金作为未来聚变堆最具应用前景的面向等离子体结构材料(PFMs),其服役性能直接影响聚变堆长期服役的安全性,辐照诱导W及其合金内微结构演化导致的辐照脆化现象始终是限制其工程应用的关键因素。本文基于分子动力学计算结果,进一步完善了辐照诱导材料微结构演化行为的团簇动力学模型,采用更加完备的物理模型描述材料内辐照缺陷的产生行为,并进一步探讨了W基体内辐照缺陷产生过程对微结构演化行为的影响。模拟结果表明,高能初始离位原子(PKA)诱发级联碰撞直接产生的缺陷团簇是W内位错环、空洞演化中最重要的形核机制;非均匀形核所产生的间隙团簇的扩散行为对位错环的长大行为有重要影响,会导致位错环尺寸分布中出现亚尖峰与台阶状形貌。     

聚变-裂变混合堆的氚工艺问题

文章描述了聚变堆和聚变-裂变混合堆的氚工艺问题。根据聚变堆和聚变-裂变混合堆的特点讨论了对包层氚增殖材料的要求,列举了几种可作氚增殖的合理材料特性。给出了几种从包层提取氚和从废聚变燃料中回收氚的方法。最后对混合堆的氚安全及防护问题进行了讨论。     

两类钒基合金的辐照硬化研究

钒合金(V-Cr-Ti系列)是重要的聚变堆结构候选材料,但是相比于铁素体/马氏体钢等其他候选材料,有关钒合金(V-Cr-Ti)的辐照损伤研究较为缺乏。利用载能离子束模拟聚变堆中子辐照条件,对V-4Cr-4Ti和V-5Cr-5Ti两种样品进行了载能He离子和重离子辐照实验。实验采用离子束梯度减能方法在样品中产生辐照损伤的坪区,利用纳米压痕技术测试材料的辐照硬化效应。结果表明,样品纳米硬度的深度递减现象可以用Nix-Gao模型很好描述,高能重离子辐照的样品中软基体效应可以有效避免;在He离子辐照情形,He浓度(以原子百万分率计(Atomic parts per million,APPM))/位移损伤(以每原子平均离位数计(Displacement per atom,DPA))大于4 200/0.2时,两种钒合金样品出现硬化饱和现象;相近位移损伤水平下,He与空位的结合导致缺陷集团的加速长大,致使材料的辐照硬化远大于重离子辐照情形。     

第二届聚变堆材料国际会议将于1986年4月在芝加哥召开

这是美国聚变堆材料专业会议(TMFRM:迈阿密1979,西雅图1981,亚布克尔克1983)和国际聚变堆材料会议(ICFRM-1:东京1984)合併后召开的第一次学术会议,定名为第二届聚变堆材料国际会议,简称ICFRM-Ⅱ。会议将于1986年4月13—17日在美国芝加哥举行,旨在提供国际间成果交流机会,促进聚变堆材料科学和技术的发展。     

用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

聚变堆第一壁材料的活化特性研究

聚变堆结构材料的活化以及由此产生的环境、辐射安全和放射性废物处置问题是堆的工程可行性关键问题之一,尤其是第一壁材料。本文研究了五种第一壁材料的活化特性,给出了这些材料的放射性、衰变热、BHP值以及WDR、RMR指标的计算结果;同时给出了满足10CFR61规范的各材料的杂质控制指标。本文的结果为聚变堆第一壁材料的选择和研制提供了依据。     

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。     

聚变堆用典型金属工程材料辐照损伤机理

聚变堆中极端辐照环境下,核工程材料的安全与可靠性对保障核能产业可持续发展具重大意义。采用蒙特卡罗程序包Geant4建立了聚变堆辐照环境下的材料损伤模型,从材料的位移损伤率和杂质沉积等方面研究了CLAM钢、F82H钢、?-Fe三种聚变堆用典型金属工程材料分别在中子、质子、重离子轰击下的辐照损伤机理。研究表明,中子对材料的辐照损伤主要为位移损伤;质子和重离子对材料造成的位移损伤呈Bragg峰曲线分布,且损伤区域与粒子射程均集中在材料表层,其中14.67 Me V质子射程为512?m,0.82 Me V 3He离子射程仅为2.1?m。系统分析了聚变堆用典型金属工程材料的损伤形成机理,为进一步研究材料受辐照后宏观性能与微观结构变化提供了理论依据。