核能结构材料高剂量辐照损伤的重离子辐照模拟研究

【摘要】：在聚变堆、ADS、快堆等新一代核能装置中,结构材料受到的辐照位移损伤高达几十到上百dpa/年。高剂量辐照引起的材料辐照损伤的研究是核能发展中一个十分关注的问题。然而,缺少高注量质子和中子辐照源装置,严重阻碍了相关领域的研究。重离子辐照产生的位移损伤率比中子和质子高几个数量级,能在短时间内产生很高的辐照位移损伤,用重离子辐照模拟中子辐照开启了一个研究高剂量位移损伤的有效方法。在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器上建立了重离子辐照装置,本文采用重离子辐照模拟方法研究了改进型316不锈钢室温到800℃温度范围内的辐照损伤效应随温度变化和改进型316不锈钢、钨和钽的高达100 dpa高剂量下的辐照效应。实验结果表明国产改进型316奥氏体不锈钢辐照肿胀峰出现在辐照温度580℃处,辐照损伤对温度更灵敏;三种材料的辐照损伤产生的空位团尺寸随辐照剂量增加而增大,国产改进型316奥氏体不锈钢在这三种材料中辐照效应最小,钨最大。 【作者单位】：中国原子能科学研究院
【关键词】：重离子辐照模拟 辐照损伤 结构材料 正电子湮没
【基金】：国家自然科学基金(91126002,11005158) 国家科技重大专项(2012ZX06004-005)
【分类号】：TL341
【正文快照】： 核能是公认的、现实的、可大规模替代常规能源的、既干净又经济的可持续发展能源。在核能装置中,结构材料除具备好的力学性能、耐腐蚀、耐热性以及经济性外,还必须具备优异的抗辐照性能。在核能环境下,结构材料经受高剂量载能中子和带电粒子等的辐照,导致原子位移损伤,产生空

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