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。     

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发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下,本文以钨为模型材料,构建金属材料聚变中子辐照模拟平台,解决中子辐照模拟的共性关键技术问题,实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟,籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。     

FEB-E3维中子学屏蔽分析和计算

FEB-E(Fusion Experimental Breeder)是聚变实验增殖堆的工程概要设计。FEB的主要目标是:(1)演示混合堆工程特性和裂变燃:抖和氚的增殖性能;(2)试验混合堆关键部件和聚变结构材料。环向场线圈TFC位于真空室及屏蔽层外侧,是FEB-E关键部件之一,其造价约占整个堆的40％。TFC由超导(Nb_3Sn)、绝缘体(聚酰亚胺)、稳定剂(Cu)和结构(316SS)等材料组成。由于TFC的超导、绝热和绝缘等材料易受来自堆芯聚变中子的辐照损伤,从而会严重影响混合堆的经济、稳定及安全运行,因此需要在等离子体堆芯与TFC之间设置一个屏蔽层把TFC所受的辐照损伤和核热沉积严格要求在允许范围以内。     

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发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下,本文以钨为模型材料,构建金属材料聚变中子辐照模拟平台,解决中子辐照模拟的共性关键技术问题,实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟,籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。     

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。     

聚变堆第一壁辐照效应研究

本文简要介绍了聚变堆第一壁材料的辐照效应,研究了混合堆设计中CHD、TETB和TCB第一壁材料的辐照损伤问题,给出了原子位移率、嬗变气体产生率和肿胀率等的有关计算结果。预言了在设计条件下混合堆第一壁的辐照寿命。本文的结果可供第一壁材料在比较和选择时参考。     

第四届核燃料及聚变堆材料学术交流会在四川省江油市召开

由中国核学会核材料分会和四川省核学会、核材料专委会共同组织的第四届核燃料及聚变堆材料学术交流会于1993年10月23日在四川省江油市召开,会议进行5天。与会代表来自两个学会、有关大专院校、科研设计单位及生产厂等。会议收到论文57篇,内容涉及聚变堆材料,氚工艺,压水堆、研究堆、高温气冷堆和快堆核燃料,以及铀合金等。这次会议的特点是     

聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究

为研究辐照时处于电子激发态下第一壁材料钨(W)的结构演化规律和热力学性质,采用紧束缚方法对聚变堆中W的物理性质进行理论研究。结果表明,体系在高能粒子辐照下诱导的电子激发导致了体系中被辐照的区域自发出现微孔、晶格急剧膨胀、熔点下降等现象。具体地,在中等电子温度(～5 000 K)以下,W的晶格膨胀主要由晶格温度驱动,但在电子温度较高时电子温度导致被辐照区域的晶格膨胀效应不可被忽略。特别是当电子温度很高(10 000 K)时,即便晶格温度不高,电子温度也会导致很大程度晶格膨胀。这对认识聚变堆中第一壁材料W在服役过程中的物理状态十分重要。     

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。     

69 马氏体不锈钢辐照效应研究

低活化马氏体钢具有良好的抗辐照肿胀热物理性能，所以最有希望成为实验聚变堆第1壁和包层结构材料，也是正在进行研究设计的聚变堆次临界系统（Fusion Driven Sub—critical System，FDS）的首选结构材料之一。     

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.     

美国正在建造聚变堆材料辐照试验装置

【英国《国际核工程》1980年5月号报道】如果聚变堆达到商用发电,就必须解决两个互不相干的问题:其一是产生自持的聚变反应;其二是研制出能经受得住聚变反应辐照的材料。这种材料比裂变堆材料的要求更高。为了解决第二个问题,美国西屋电气公司正在汉福特建造一个聚变堆材料辐照试验装置,计划在1984年投入使用。     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

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。     

工程实验混合堆FEB-E核废物管理问题研究

实验混合堆工程概要设计,FEB-E的主要目标是演示混合堆的工程可行性和作为聚变堆的材料考验装置。FEB-E设计的聚变功率为150MW,平均中子壁负载为0.5MW·m~(-2),第一壁及结构材料为316不锈钢,用氦气冷却。设计假定,第一壁和包层结构材料的辐照时间为5Y,偏滤器为2Y,其它的部件为20Y。FEB-E的运行为连续运行方式,而不是脉冲运行。     

FEB-E氚泄漏分析

由于氚本身非常昂贵而且氚的泄漏将造成环境污染,因此氚的控制对D-T加料的聚变堆来说是非常重要的问题。通常规定聚变堆环境周围总的氚泄漏率应<3.7×10~(11)Bq·d~(-1)。在聚变实验增殖堆FEB-E设计中采用高压氦气冷却,液态锂作氚增殖剂,因而氚与增殖材料之间具有强的化学亲合力。在正常工作条件下,     

笫二次“新核能系统国际会议”

【瑞士《原子能协会通报》1979年10月号报道】第二次“新核能系统国际会议”将子1980年4月8日至11日在瑞士洛桑举行。会议的主要议题是目前大家所知道的裂变-聚变反应堆概念的核能系统,例如协同核能(裂变-聚变混合堆、加速器增殖堆等)、微爆(惯性约束聚变、裂变小球等)、裂变-聚变能的燃料循环、等离子体聚焦和其它稀有系统。     

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。     

中国低活化马氏体钢CLAM研究进展

低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)被普遍认为是未来聚变示范堆和聚变动力堆的首选结构材料。国际上给予了高度重视,许多国家都在研发其特有的RAFM钢。中科院等离子体物理研究所在与国内外多家单位的合作下发展了中国低活化马氏体钢———CLAM。本文总结了CLAM钢研制发展的主要进展,包括其成分优化设计、冶炼加工制备工艺、物理性能、机械性能、辐照性能及与液态LiPb的相容性等测试与研究以及各种焊接工艺研究等,并对今后的发展方向进行了展望。