包壳材料的辐照损伤及腐蚀模拟试验研究
包壳材料的辐照损伤及腐蚀模拟试验研究
厦大固体所相关研究基础
1、零维纳米结构不稳定性研究；
2、零维有机无机纳米球壳结构复合技术研究；
3、零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究
4 、零维纳米结构大面积环境传感器原型研究
零维纳米结构不稳定性研究基础
1.1纳米粒子(np)和纳米孔(nc)反对称关系 np: 表面负曲率、表面张应力、低”德拜温度”、低熔点、易脱附 nc: 表面正曲率、表面压应力、高”德拜温度”、高熔点、易吸附
Zhu XF, J Phys: Condensed Matter, 15(2003) L253-261, Zhu XF et al, Inter J Nanotechnology, 3(2006) 492-516(特邀综述),
零维纳米结构不稳定性研究基础
1.2 纳米粒子和纳米孔不稳定性
因受与纳米曲曲率 有关的表面能驱动 • np 膨胀融化 • nc 收缩凝聚
国内外研究现状和发展趋势 基于单个金属纳米颗粒的气敏探测器件
贵金属纳米颗粒对被测分子的吸附，会引起纳米颗粒的 表面等离子体振荡峰(SPR)移动，实现气敏和生物化学环境检 测。
国内外研究现状和发展趋势
基于纳米球壳结构的敏感生物环境传感器
Mei理论模拟预言,相对单相银纳米颗粒, 生物环境中有 机玻璃/银有机无机纳米球壳复合结构使SPR共振峰红移到生 物窗口，且峰宽变窄,峰移更快和敏感。
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.4 气相沉积退火形成硅基片上氧硅锌铜化合物定向 多孔结构
With ZnO source
Without ZnO source (control sample)
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.5 溶液浸渍倾斜基片重力自组装技术
核材料辐照损伤的并行空间分辨随机团簇动力学模拟
z在体积元-%之间扩散的反应速率R为：
" R = DAs i和Ni分别为体积元p S内缺陷z的 数量Ap为体积元p、q的交界面面积丄s为体 积元p、q中心点之间的距离$
2 MISA-SCD1. 0 实现
2. 1 MISA-SCD1. 0 概述 MISA-SCD1 0的计算流程如图1所示,
的实现方式与关键技术，并将其应用于反应堆压力容器模型合金中富Cu团簇的析出模拟，验证了程序
的正确性并测试了并行性能$结果表明,MISA-SCD1.0能获得与实验结果和类似模拟结果吻合的Cu
析出过程，且具有较高的并行效率和良好的扩展性$
关键词：辐照损伤；空间分辨随机团簇动力学；动力学蒙特卡罗；并行计算
CHEN Dandan1 , HE Xinfu2 , YANG Wen2 , CHU Genshen1 , BAI He】,HU Changjun1 ''
((.Universit3 of Science and Technology Beijing , Beijing 100083 , China ； 2. China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)
第55卷第7期 2021年7月
原子能科学技术 Ato—icEnergyScienceandTechnology
Vol. 55 ,No. 7 Jul.202*
核材料辐照损伤的 并行空间分辨随机团簇动力学模拟
陈丹丹S贺新福2,杨文2,储根深S白鹤1，胡长军1!"
(1 •北京科技大学，北京1000832.中国原子能科学研究院，北京102413)
为扩大SRSCD的模拟体积，并解决扩大 体积后带来的计算量，最有效的方式就是并行 处理$在确定性方法中，并行区域按相同的时
几种典型材料中子辐照损伤模拟计算
’
程中核反应（ ，）（ ，） ｎ ａ 、ｎｐ 产生的气体和辐照缺陷聚集引起辐 照肿胀都会严重影响燃料元件包壳及结构材料的力学性能 。
但受 实验 条件 的限制 ； 于材料 的中子 辐照 损 伤研 究进 展 缓 关 慢 ， 主要是 因为 缺 少 高通 量 和硬 能谱 的辐 照 装 置 ， 短 时 这 在 间 内无法 得到需 要 的高损 伤剂 量 。随着计 算 机技 术 的发展 ， 通过 计算 机模 拟技 术 对 材料 辐 照 损 伤 的研 究 取 得 了一 定 的 进展 ， Ｍ．Ｆ ｉ ｎ 等 利用 Ｍｃ ｅ ｉｏ ｓ Ｎ Ｏ 程 序计 算 ｒ ｏｉ ｓ Ｄ Ｌｃ ｕ 和 Ｊ Ｙ ｉ
ｆ ｕ ｙ ｉａ ａ ｉｔ ｎｆｅｄ ｒ ｉ ｕａｅ ｓｎ ｏ ｒｔｐｃ ｌｒｄａｉ ｉｌ ｓａ ｅｓ ｌｔｄ ｕ ｉｇ ＮＰＲＩ ｎ ＯＹ ｏ ｅ． Ｃａｃ ｌｔｄ ｒｓ ｌ ｈ ｗ ｈ ｔＤＰＡ ｎ ｏ ｍ Ｍ ａ ｄ ＮＪ ｃｄ ｓ ｌｕａｅ ｅ ｕｔ ｓ ｏ ｔ ａ ｓ ａ ｄ Ｈｅ
９ｒ ￣
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ｍｅｔ ｐｒａ ｍ， 均 每 个 原 子 离位 ） Ｈｅ 生 速 率 。Ｍ． ｎｓ ｅ ｔ 平 ｏ 和 产 Ｈ ｒｄ 等［利用 Ｐ Ｔ ａａａ ３ ＨＩ Ｓ和 Ｎ Ｏ 程 序 模 拟 计 算 了 日本 散 ＪＹ
・
２８ ・ ４
材料 导报
２１ 年 １ ０１ １月第 ２ 专辑 １ ５卷 ８
几种 典 型 材料 中子辐 照 损伤 模 拟计 算
廖 哲， 熊忠华 ， 张鹏程 ， 琦 陈
（ 中国工程物理研究 院 ， 阳 ６ １ ０ ） 绵 ２９ ０ 摘要 基于 Ｌｎ ｈ ｒ－ ｏ ｉｓｎ模型 ， ｉｄ ａｄＲ ｂｎｏ 利用 ＮＰ Ｉ 和 Ｎ ＯＹ程序 ， ＲＭ Ｊ 模拟 计算 了 ４种 典型辐 照场景 下 ， 、 、 ＴｉＮｉ
反应堆材料辐照损伤概述
反应堆材料辐照损伤概述【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。
本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。
【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料一、引言随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。
材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。
甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。
关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。
深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。
二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤1.燃料芯块的结构与辐照损伤水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。
为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。
芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。
燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。
随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。
对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。
2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。
原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。
锆合金包壳材料堆内行为的研究进展
Rongjian Pan1, Aitao Tang2, Lu Wu1, Wen He1, Haidong Wang1, Bang Wen1, Xiaoyong Wu1
然而随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求包壳耐腐蚀性能吸氢性能力学性能及辐照尺寸稳定性等
Material Sciences 材料科学, 2019, 9(9), 861-871 Published Online September 2019 in Hans. /journal/ms https:///10.12677/ms.2019.99107
1The First Sub-Institute, Nuclear Power Institute of China, Chengdu Sichuan 2College of Materials Science and Engineering, Chongqing University, Chongqing
关键词
Zircaloy，析氢，氧化，辐照蠕变，性能退降
Copyright © 2019 by author(s) and Hans Publishers Inc. This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY). /licenses/by/4.0/
锆合金具有优异的综合性能，它的热中子吸收截面只有 0.18 × 10−28 m2。如 Zircaloy-2、Zircaloy-4 和 Zr-1Nb 等锆合金的热中子吸收截面也只有(0.20~0.24) × 10−28 m2。在 300℃~400℃的高温高压水和蒸汽中 有良好的耐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能。此外，锆合金具有热膨胀系数小、热导率高， 对核燃料有良好的相容性且容易冷加工等优点。因此锆合金被广泛用做核反应堆包壳材料[1]-[8]。目前使 用最广泛和成熟的压水堆包壳材料是 Zircaloy-2 和 Zircaloy-4。在核反应堆芯部，锆合金受到快中子通量 的轰击(E > 1 MeV)，这将导致锆合金的辐照损伤。合金的辐照损伤主要是由于快中子和合金原子的弹性 相互作用，这使得在没有改变目标原子的情况下，合金原子离开其晶格位置并产生点缺陷。从而，降低 锆合金的综合性能。在核反应堆运作过程中，包壳材料是处于非常恶劣的环境下，它要受到高温、高压、 辐照和腐蚀的综合作用，必须对 Zircaloy 在这种环境下受到的破坏做相应的研究，以保证核反应堆正常 运行和人身安全及其使用寿命的预测。国内外从理论计算和实验研究两种方式对核反应堆所用的包壳材
国家高技术研究发展计划2015年度项目申报指南
国家高技术研究发展计划2015年度项目申报指南国家高技术研究发展计划（863计划）2015年度项目申报指南1. 超级计算机1.1 高效能计算机（三期）高效能计算机一期和二期集中部署了新一代高效能计算机系统、超算应用社区、典型行业应用软件开发等课题。
三期将在前期的基础上，重点支持E级超级计算机新型体系结构与关键技术预研和超算重大应用工具集研发，为“十三五”超级计算机的研制打下基础。
下设3个研究方向，执行期限2年。
1.1.1 E级超级计算机新型体系结构及关键技术路线研究针对高效的计算和数据处理，基于自主可控核心器件，研究面向E 级的高效能计算机体系结构及其关键技术，提出突破制约系统功耗、性能、规模等扩展瓶颈的技术思路，形成国际领先的高效能E级超级计算机系统方案。
经过模拟验证的E级系统可实施方案，性能功耗比达到30GFLOPS/W以上，核心器件自主可控。
（建议超算研制优势单位合作并联合国内相关单位共同申报。
）1.1.2 空气动力学高性能数值模拟环境（数值风洞）?亚跨超声速飞行器数值模拟软件系统面向航空航天飞行器和高速列车等高价值目标的优化设计，针对空气动力学复杂流动研究与流固耦合多学科优化设计等对高性能数值模拟的需求，完成数值风洞的软硬件环境的总体架构设计。
研究可扩展的前后处理软件平台，研制亚跨超声速飞行器数值模拟软件系统，构建适应于亚跨超声速飞行器研究的数值风洞系统。
在亿亿次量级的高性能计算机系统系统上，实现十万核量级的大规模数值模拟。
所研发的软件并行效率达到30%以上，针对国家相关重大专项中明确的飞行器目标，获得高价值的专家数据和数值模拟成果，为这些飞行器的优化设计提供有效的技术支撑。
1.1.3 核能反应堆高性能数值模拟环境（数值反应堆）?材料性能优化软件系统面向国家核能开发，针对裂变反应堆的性能优化、延寿和运行安全性等挑战性难题以及新堆自主创新设计等重大任务对高性能数值模拟的需求，自主研发反应堆重要材料的性能优化软件系统。
Cr_涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展
表面技术第52卷第12期研究综述Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展严俊，廖业宏，彭振驯，王占伟，李思功，马海滨，薛佳祥，任啟森（中广核研究院有限公司 核燃料与材料研究所，广东 深圳 518000）摘要：自2011年日本福岛核事故后，事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点，旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。
锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一，其中，Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。
围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面，对Cr 涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。
首先，对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点，涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术，同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。
其次，简单阐述了Cr涂层微观组织特征，重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为，以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等，并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。
最后，对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。
关键词：事故容错燃料；Cr涂层锆合金；腐蚀；氧化；力学性能中图分类号：TG174.4 文献标识码：A 文章编号：1001-3660(2023)12-0206-19DOI：10.16490/ki.issn.1001-3660.2023.12.019Review on Cr-coated Zirconium Alloy Cladding for Accident Tolerant FuelYAN Jun, LIAO Ye-hong, PENG Zhen-xun, WANG Zhan-wei,LI Si-gong, MA Hai-bin, XUE Jia-xiang, REN Qi-sen(Institute of Nuclear Fuel and Materials, China Nuclear Power Technology Research Institute,Guangdong Shenzhen 518000, China)ABSTRACT: After the Fukushima nuclear accident in Japan in 2011, accident tolerant fuels (ATF) have become the research focus of nuclear power enterprises and related scientific research institutions, which aims to improve the reliability and safety of the nuclear reactors. The surface-modified Zr alloy cladding is a short-term goal for research and development of ATF and the Cr-coated Zr alloy cladding has become the current main technical route. Focusing on the preparation techniques, microstructural characteristics, and critical service performance, the related research of Cr-coated Zr alloy cladding was reviewed. Firstly, the various preparation techniques and characteristics of Cr coating on zirconium alloy surface were compared and introduced, including physical vapor deposition, cold spraying, and 3D laser and the preparation techniques and related research and development progress adopted by international nuclear power giants were introduced at the same time. Secondly, the microstructure of Cr coating was described and the corrosion performance, fretting and abrasion performance, high temperature收稿日期：2022-11-24；修订日期：2023-03-21Received：2022-11-24；Revised：2023-03-21基金项目：国家重点研发计划（2017YFB0702404）Fund：National Key Research and Development Program (2017YFB0702404)引文格式：严俊, 廖业宏, 彭振驯, 等. Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展[J]. 表面技术, 2023, 52(12): 206-224.YAN Jun, LIAO Ye-hong, PENG Zhen-xun, et al. Review on Cr-coated Zirconium Alloy Cladding for Accident Tolerant Fuel[J]. Surface第52卷第12期严俊，等：Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展·207·mechanical behavior and irradiation behavior of Cr-coated Zr alloy under normal operating conditions were emphatically expounded. Moreover, the internal pressure creep and burst behavior at high temperature, high-temperature steam oxidation and quenching behavior the Cr-coated Zr alloy cladding were elaborated. In addition, the mechanisms related with irradiation, oxidation, and corrosion were summarized and analyzed in depth. Finally, the existing problems and the future development directions for the current research were thoroughly summarized and prospected.KEY WORDS: ATF; Cr-coated Zr alloy; corrosion; oxidation; mechanical properties锆合金因具备热中子吸收截面小、耐高温水腐蚀性能优异、力学性能良好等特有的综合性能，被广泛用作反应堆核燃料包壳材料[1-10]。
高性能燃料包壳
尺寸分布和化学组成对包壳合金 的堆 内 性能 （ 如蠕变、生长、腐蚀和吸氢 ） 起 着决定性作用。 锆基包壳材料 自从 ５ Ｏ 年 前出现以来一直有 良好的使用记录 ，因
而很快替代不锈钢。５ Ｏ 年间锆基包壳材 料不断发展演化，促使燃料元件使用性 能 （ 如寿命 、温度、表面热通量和快中
（ Ｌ ＷＲ ｓ ） ，没有再分成不 同的细类 （ 例如 ： Ⅲ代＋ ） 。 第Ⅳ代通常被理解为包含所有最终 可能代 替或补充第 Ⅲ代反应堆 的裂变反应 堆技术。
… 通道 ＇ Ｚ ｒ － ２
２ 锆 基燃料包壳
现代第 Ⅲ代 （ 轻水堆 ） 燃料设计实例见 图１ ， 典型燃料棒尺寸和运行条件见表 １ 。
燃 料含量 （ Ｕ Ｏ２ ） ／ ｋ ｇ
水温『 压 力 产 热／ ｋ Ｗ・ ｍ
～２
３ ０ ０ ～ ３ ３ ０ ℃／ ７ Ｏ ～ １ ７ ０ ｂ ａ ｒ ２ Ｏ — ０ Ｏ
高熔 点 （１ ８ ５ ２ ℃ ，相 比不 锈钢 的熔点 １ ４ ５ ０ ｃ Ｃ） 、 抗腐蚀性能好和热中子吸收截 面低 。最后一点是锆合金优于其他金属 （ 特别 是 不锈 锕 ）的一 个关 键 因素 ，因 为它直接带来 良好 的经济效益 ，如 ：燃 料循环成本。表 ３给 出了部分元素的热 中子吸收截面， ｕ 的裂变截面作为参 考附于表的底部。 目前所有 Ｌ ＷＲ 的燃料包壳材料 中 都含有 ９ ７ ％ ￣ ９ ９ ％的 ｚ ｒ ，同时添加少量 的其他元素， 如Ｓ ｎ 、Ｆ ｅ 、 Ｃ ｒ 、 Ｎ ｂ 和 Ｎｉ ， 可 以优 化其 性能 。 这些 元素 在 ｚ ｒ 中大多 溶 解 度 很 低 ，因 而 会 以 第 二 相 颗 粒 （ Ｓ Ｐ Ｐ ｓ ） 的形 式析 出 。 Ｓ Ｐ Ｐ ｓ 的数量密 度 、
快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤
展 ” 到现 在 的“ 力发 展 ” ， 大 ，确 定 了 ” 水 堆 一快 压
堆 一聚变 堆 ” 能 三 步走 的 发展 战 略．迄 今 在 役 核
和 在建 的核 反 应 堆 均 为 二 、 代 堆 （ 堆 ） 其 迅 三 热 ，
速 发 展正 面 临资 源 和 环 境 问题 ．自然 界 中存 在 的
Ｋｅ ｒ ｙ ｗｏ ｄｓ： ｆｓ ｕｔｏ ｅ ｃ ｏ ； ｓｒ ｃ ｕ ａ ａｅｉｌ ；ｉｒ ｄａｉ ａ ａ ａｔｎｅ ｒ ｎ ｒ ａ ｔ ｒ ｔｕ ｔ ｒｌｍ ｔ ｒａｓ ｒａ ｉｔ ｏｎ ｄ ｍ ｇｅ；ｍ ｉｒ ｓｒ ｃｕｒ ｃ ｏ ｔｕ ｔ ｅ
１ 快 堆 是 未 来 核 电发 展 混合
燃料 ， 可满 足核 能 可 持续 发 展 和 防止 核 扩 散 的 双 重需 求 ． 今 国 际 上 已 建 成 ２ 迄 １座 快 堆 ， 累 了 积 ３ ０快 堆 ・ 的经 验 ． 国在 北 京 建 立 了 中 国实 ０ 年 我 验 快 堆 ， 在 福 建 三 明 建 立 示 范 快 堆 并 争 取 在 将 ２３ ０ ５年前 后建 成实 用化 的快堆 ． 罗 斯 ８ 俄 ０万 ｋ Ｗ 商用 快 堆和 印度 ５ ０万 ｋ 原 型快 堆 也在 建 造 中． Ｗ
化．
关 键词 ：快中子反应堆 ；结构材料 ；辐 照损 伤 ；微观结构
中 图 分 类 号 ：Ｔ ４ Ｌ３ １ 文 献 标 识 码 ：Ａ 文 章 编 号 ：１７ — ２ （０ １ ０ －２ ３０ ６ １６ ０ ２ １ ）３０ ０ —６ ６
Ｉ ｒ ｄｉ ｔｏ ｄａ ａ ｅ ｏ ｔ ｕｃ ｕｒ ｌｍ ａ ｅ ｉ ｌ ｏ ａ ｔ ｒ ａ ｔ ｒ ａ ｌｃ ｔｏ ｒ ａ ａ ｉ ｎ ｍ ｇ ｆｓ ｒ ｔ ａ ｔ ｒ ａ ｓ ｆ ｒ ｆ ｓ ｅ ｃ ｏ ｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ
第五章 辐照效应。
第五章辐照效应辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。
这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。
辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。
辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。
其理论比较复杂、模型和假设也比较多。
其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。
虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。
5.1 辐照损伤1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。
结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应：1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。
从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。
但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。
2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。
即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。
例如：嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。
高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。
HeLi n B 427310105+→+H N n O 11167168+→+3) 离位效应：碰撞时，若中子传递给原子的能量足够大，原子将脱离点阵节点而留下一个空位。
第2讲 金属材料的辐照损伤
金属材料的组织与性能10μm组织是指用金相观察方法观察材料内部时看到的涉及晶体或晶粒大小、方向、形状排列状况等组成关系的组成20钢退火态组织照片304不锈钢SEM照片变形304钢TEM照片AFM/MFM图像250nmα'γ纳米晶粒与重原子探针团簇100 nm纳米复合铁素体合金三叉晶界10 晶界123孪晶结构1. 70%Cu-30%Zn合金孪晶结构2. 奥氏体不锈钢的孪晶结构3. 奥氏体不锈钢的孪晶结构位错结构1. TEM下观察到316L不锈钢(00Cr17Ni14Mo2)的位错线与位错缠结2. 马氏体钢固溶处理后急冷残余奥氏体中的位错011g200 nm3. Fe-40at%Al(B2)单晶体室温变形后的位错结构。
塑性应变ε= 13 %,位错密度ρ= 2.4×1010cm-2.镍中的位错共析钢-珠光体球化珠光体低碳钢-珠光体 1.4% carbon steel 铁素体Ferrite含部分残余奥氏体的马氏体Fe-30Ni-0.31C钢的马氏体针状马氏体以德国科学家Adolph Martens命名的Fe-0.43C-2Si-3Mn钢部分转变形成的上贝氏体组织(a) 光学显微照片(b,c) 明场和暗场像(d) 羽毛状组织(a)光学显微照片(b) TEM照片普通碳钢的下贝氏体组织A类，碳化物在晶界析出B类，重结晶后，碳化物在原始晶界网状析出B类，重结晶后，碳化物在晶内和原始晶界网状析出非晶体纯铁的显微组织晶界、晶粒、取向空间点阵、晶格β≠90°空间点阵几何规律的基本空间单元，一般取最小平行六面体。
面心立方(fcc) 体心立方(b cc)密排六方(h cpa(c/a=1.63434a234a c+2 62 8 120.74 0.68 0.741212 0.2 0.291R0.225R6 60.40.154R<100.633R<1100.414R面缺陷固溶强化细晶强化沉淀强化/第二相强化相变强化位错塞积+=i s σσ形变强化：S ＝K εn级联/串级碰撞离位峰的原始形式离位峰附近留下的晶体缺陷离位原子级数越高，能量越小，运行距离Frenkel位部分空位与间隙原子相遇，复合、消失空位与间隙原子遇到位错、晶界后被复合空位与间隙原子各自通过聚集、崩塌，形在间隙原子的迁移过程中，产生某些元素的原子碰撞后释放的能量可使离位峰内局部微区的温度上升得很高，形成一个热峰热峰是局部微区温度急升骤降的现象。
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核材料辐照损伤研究及其预测
核材料辐照损伤研究及其预测第一章绪论核材料辐照损伤是指在核能环境下受到辐照后发生的物理、化学和结构损伤。
由于核能技术的广泛应用，能量密度较大的核辐照在材料中产生了大量的宏观和微观缺陷，对材料的力学和物理性质产生了深远影响。
本文将讨论核材料辐照损伤研究的现状和未来方向，以及辐照损伤的预测方法。
第二章核材料辐照损伤研究现状核材料辐照损伤的研究涉及到材料科学、物理学和化学等多个学科领域。
在材料科学研究中，通常采用中子、离子或电子等辐照源对材料进行辐照实验，研究材料的微观结构和性质变化。
在物理学研究中，研究材料的电子、磁性、热等性质的变化。
在化学研究中，研究材料在辐射环境下发生的化学反应和动力学过程。
现有研究表明，辐照会造成材料晶格中原子和空位的增加，导致材料的强度、脆性、塑性和导电性等性质的变化。
此外，辐照还会引起材料的晶界、夹杂和缺陷等宏观结构变化，对材料的断裂韧性、疲劳寿命和应变析出等方面造成影响。
这些实验结果为核材料辐照损伤的研究提供了基础。
第三章核材料辐照损伤预测方法尽管实验方法可以揭示材料的辐照损伤的变化，但这些方法往往具有局限性，因为它们对数据的采集和分析需要大量的时间和资源。
因此，需要开发新的通过计算模拟获得材料辐照效应的方法。
在过去的二十年中，计算机模拟方法已成为研究核能材料辐照损伤的重要工具。
利用计算机模拟，可以对材料在辐照环境下的结构和性质进行深入分析和预测。
这些模拟方法可以基于微观尺度、宏观尺度和剪切尺度上分析材料的响应。
一些常用的计算机模拟方法包括：分子动力学模拟、相场模拟、晶格动力学模拟、有限元方法等。
除了计算机模拟方法外，还可以利用机器学习方法来预测材料的辐照损伤。
机器学习是指人工智能领域的一种方法，通过学习数据模式，让计算机自行发现规律。
机器学习已经被应用于多个领域，包括材料科学。
通过建立材料数据库和模型，可以预测材料的性质和响应。
这对于开发新的高性能、辐照性能良好的材料具有重要意义。
核反应堆包壳材料的研究进展
核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包壳是核燃料的封装容器，是规定燃料元件几何形状的支撑结构。
反应堆的燃料元件中除高温气冷堆外，一般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷却反应堆通常用简单的圆管状金属包壳。
在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。
为了能够保持燃料元件的完整性以及工作的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包壳材料[1]。
选择包壳材料，须要综合考虑下列因素[2]：1.与核燃料的相容性要好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的界面处不会发生使燃料元件变坏的化学反应和物理作用。
2.具有良好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。
3.导热性能良好。
4.抗辐照稳定性强。
5.机械性能优良，具有一定的强度与韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保持机械完整性。
6.抗腐蚀能力强。
7.容易加工成形，成本低廉。
综合以上考虑，锆及锆合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300~400 ℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管)，广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料，因此被誉为“原子时代第1金属”[3]。
近年来，各国在提高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功率，这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。
因此，国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的锆合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，目的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。
2Zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推动锆(铪)工业起步的主要动力。
金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后来，随着人类对高效、清洁能源的需求，锆被大量地应用到核电反应堆。
用于抗辐照损伤的表面涂层的一些探讨
用于抗辐照损伤的表面涂层的一些探讨冯姣【摘要】介绍了用于聚变反应堆的第一壁材料的保护问题,使用高Z涂层这里以W 为代表作了一些研究,使用离子束混合技术采用两种不同工艺制备了涂层,然后做了XRD、SEM以及元素随深度的浓度分布等分析对涂层的性能做了一些研究.【期刊名称】《广州化工》【年(卷),期】2011(039)008【总页数】4页(P58-61)【关键词】辐照效应;离子束混合;W涂层【作者】冯姣【作者单位】广州经济技术开发区怡地工程有限公司,广东广州510530【正文语种】中文能源是人类文明得以维持和发展的基础。
现代人类的一切衣食住行,无不与某种形式的能源密切相关。
而地球上可以提供的能源资源是有限的,现代社会对能源的巨大消耗,以致地球上的矿物能源将面临枯竭的险境。
人类若不及早地开发新能源,那么在不太远的将来就会面临一场真正的能源危机。
聚变能具有消耗燃料少,资源极其丰富,无污染,电站规模大的优势,一旦成功,一个电站可以供给百万人口以上城市的生产和生活需要。
一旦可控核聚变能源能够得到实现,人类将“一劳永逸”的解决能源问题。
因而可控核聚变研究是当代自然科学研究中一项具有十分重要意义的前沿研究领域,其研究目标是建造商用聚变电站,以最终解决人类能源问题。
材料问题关系到聚变堆等先进核能源装置的建设和安全运行,因此一直受到人们的关注。
随着近年来国际上对先进核能源如第四代反应堆、聚变堆重视的增加,对反应堆严酷辐射环境中的材料问题研究变得更加迫切。
正如 1946年费米曾指出“核技术的成败将强烈地取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为”,材料问题是聚变堆研究中待解决的高难问题之一。
伴随着核电事业的不断发展,辐照下材料性能的变化引起了人们越来越多的关注。
所谓辐照效应就是指射线与物质相互作用造成的物质物理、力学性能、组织结构上的变化,如果使材料的性能降低的话,就是辐照损伤。
核聚变反应堆的高温辐照问题,尤其是第一壁材料面临的环境十分严酷,聚变反应出现的能量为 14 MeV的中子辐照将产生极其严重的辐照损伤。
包壳材料
合金名称
碘化法锆# Zr-2合金##（20oC） Zr-2合金##（340oC） Zr-4合金（RT） Zr-4合金（385℃） Zr-1Nb合金 180-270 700,510,450 280 755 450 320-380
Zr-2.5Nb合金
400-480
280-350
22-25
# 碘化法精炼纯锆（30℃）的机械性能。 ## 20℃时的三个数据分别为消除应力退火，部分再结晶退火，完全再结晶退 火的性能值；340℃的数据为部分再结晶退火的性能值。
• M5合金
– 与Zr-4合金相比，在高燃耗下的氧化膜厚度为锆-4合金 的1/3；吸氢量为锆-4合金的1/4，辐照生长比锆-4合金 减少2倍 – 已用于大亚湾核电厂AFA3G 燃料组件的燃料元件包壳 管，燃耗可达到55GWd/tU
锆合金的常用机械性能
强度极限（MPa） 屈服极限（MPa） 50-130 527,422,352 225 589 363 180-250 延伸率（%） 30-50 12,16,28 20 23 25 28-40
• 包壳材料工作在高温高压环境中 • 暴露于快中子辐照场下 • 包壳材料在寿期内承受不断增加的应力
– 一方面来自外部冷却剂的压力及热应力 – 另一方面来自内部的燃料肿胀、裂变气体释放造成的 内应力和芯块与包壳相互作用产生的机械应力等
包壳材料应具备的条件
• 具有小的中子吸收截面 • 具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照 下不要产生强的长寿命核素 • 具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性 好 • 具有好的强度、塑性及蠕变性能 • 好的导热性能及低的线膨胀系数 • 易于加工，焊接性能好 • 材料容易获得，成本低
锆－锡系列合金
• Zr-4合金
核物理在材料科学中的应用
核物理在材料科学中的应用在当今科技飞速发展的时代，核物理作为一门高深且神秘的学科，已经逐渐渗透到了材料科学的各个领域，并发挥着举足轻重的作用。
核物理的研究手段和原理为材料科学带来了全新的视角和方法，推动着材料性能的不断优化和创新。
首先，让我们来了解一下什么是核物理。
核物理主要研究原子核的结构、性质以及核反应等方面的规律。
通过对原子核内部微观世界的探索，我们能够深入理解物质的本质和各种相互作用。
而材料科学，则是致力于研究材料的组成、结构、性能以及它们之间的关系，以开发出具有特定性能和用途的新材料。
在材料科学中，核物理的应用之一是离子注入技术。
这一技术通过将高能离子加速并注入到材料表面，从而改变材料表面的性能。
例如，在半导体材料中，注入特定的离子可以调整其电学性能，使其更适合用于制造高性能的电子器件。
这种技术能够精确控制注入离子的种类、能量和剂量，从而实现对材料性能的精细调控。
想象一下，就如同在一张画布上，我们能够精准地描绘出每一笔色彩，以创造出理想的图案。
核辐射技术也是核物理在材料科学中的重要应用。
利用放射性同位素产生的辐射，可以对材料进行改性和加工。
比如说，辐射可以引发高分子材料的交联反应，从而提高其机械强度和耐热性。
此外，辐射还可以用于杀菌消毒，保证一些特殊材料，如医疗器械和食品包装材料的无菌性和安全性。
核分析技术在材料研究中同样不可或缺。
像中子衍射、质子激发 X 射线发射分析等方法，可以帮助我们准确地确定材料的成分和结构。
以中子衍射为例，由于中子能够与原子核发生相互作用，对于一些轻元素和磁性材料的结构分析具有独特的优势。
通过这些核分析技术，我们就像拥有了一双超级透视眼，能够看清材料内部微小的结构细节。
在材料的辐照损伤研究方面，核物理也发挥着关键作用。
当材料处于核辐射环境中时，会受到粒子的撞击和能量沉积，导致结构损伤和性能退化。
研究这种辐照损伤的机制对于开发耐辐射材料，如用于核电站的结构材料和核燃料包壳材料，具有重要意义。
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国内外研究现状和发展趋势
零维纳米结构正由单相、个体、随机生长迈向多相、 多元可控复合制备和大面积、周期、有序组装, 以期 实现其功能化。 其功能化目标之一:利用零维纳米结构极强表面吸 附和其他化学物理特性构筑环境传感器, 实现对人类 生存环境和生物环境成本低、高度灵敏监测和检测, 以确保人类安全和生命健康。
3.2 斜角气相沉积纳米阵列结构 rotation 纳米光刻制备的周期有序钨形核晶籽
阴影效应 200nm step titled + rotated
θ titled
硅 titled only
硅
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.3 纳米台阶化学气相沉积纳米阵列结构
氧化锌纳米阵列结构
纳米熟化
特点： 溶胶-凝胶过程(仅在室 温);
设备简单、成本低、工 艺参数简单;
成密排结构
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.6电沉积技术和溶液浸渍技术
大尺度单层胶体晶体模板(直径2厘米)。左图：样品的真实照片， 右图为左图的局域FESEM照片。
在这种模板的基础上，发展了宏观尺度零维纳米结构阵列的构筑 技术 ，如：(i)电沉积技术；(ii)溶液浸渍技术。 相关派生技术，如两步复型构筑技术、模板漂浮构筑技术等。这 些技术具有一定的普适性、适合于许多材料。
04课题：用于有害气体痕量探测的大尺度纳米结构 的无束缚可控生长研究；(清华大学)
05课题：由纳米孔构筑的宏观尺度金属纳米材料的 功能化设计。 (山东大学)
课题01: 零维纳米单元构筑宏观尺度纳米 结构及其环境敏感性研究 课题负责人：朱贤方 厦门大学中国澳大利亚联合功能纳米 材料实验室 中国科学院固体物理研究所
Zhu XF, J Phys: Condensed Matter, 15(2003) L253-261, Zhu XF et al, Inter J Nanotechnology, 3(2006) 492-516(特邀综述),
零维纳米结构不稳定性研究基础
1.2 纳米粒子和纳米孔不稳定性
因受与纳米曲曲率 有关的表面能驱动 • np 膨胀融化 • nc 收缩凝聚
厦大固体所相关研究基础
1、零维纳米结构不稳定性研究；
2、零维有机无机纳米球壳结构复合技术研究；
3、零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究
4 、零维纳米结构大面积环境传感器原型研究
零维纳米结构不稳定性研究基础
1.1纳米粒子(np)和纳米孔(nc)反对称关系 np: 表面负曲率、表面张应力、低”德拜温度”、低熔点、易脱附 nc: 表面正曲率、表面压应力、高”德拜温度”、高熔点、易吸附
比经典热力学描述 的要快
预 言 结 果
Zhu XF, J Phys: Condensed Matter, 15(2003) L253-261, Zhu XF et al, J Phys: APL, 79(2001) 3416-3418
零维有机无机纳米球壳结构复合技术 研究基础 特点:
包覆银前 PMMA纳 米粒子
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
重大科学研究计划项目申请内容介绍 项目名称：面向环境探测的宏观尺度纳米结构 的构筑与应用基础研究
(申请纳米研究之 三、2.方向)
项目负责人： 孟 国 文
申报单位：中国科学院合肥物质科学研究院 参加单位：中科院固体所、清华大学、 浙江大学、山东大学、厦门大学
课题设置及承担单位
本项目设置如下5个课题： 01课题：零维纳米单元构筑宏观尺度纳米结构及其 环境敏感性研究；(厦门大学、固体所) 02课题：宏观尺度纳米线阵列的构筑及其对微流体 响应特性研究；(固体所、浙江大学) 03课题：宏观尺度异质复杂纳米结构设计、构筑的 新原理与新方法研究；(固体所)
制备出单分散(直径分 布均匀、表面光滑)的 PMMA纳米球芯; 利用硅和硫官能团表面 改性实现了键性过渡; 在纳米尺度, 实现了 PMMA球芯表面银膜均 匀致密包覆;
包覆银后 PMMA/ 银纳米球 壳结构 100 nm
克服纳米粒子极大表面 能,实现了纳米粒子间 较好机械分离;
为下一步零维纳米结构 大面积优越性能传感器 组装打下了良好基础
零维纳米结构大面积可控制备组装技 术研究基础
3.1高度可控纳米光刻阵列结构 PMMA纳米结构
特点：
加相应软件可在任何扫 描电镜上实现;
200nm
花样图案完全由计算机 设计; 最小结构可达10nm; 基片和纳米结构材料种 类可灵活改变;
金 量 子 点
为周期有序纳米组装或 生长提供了最关键技术
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.4 气相沉积退火形成硅基片上氧硅锌铜化合物定向 多孔结构
With ZnO source
Without ZnO source (control sample)
零维纳米结构大面积可控制备组装技术研究基础
3.5 溶液浸渍倾斜基片重力自组装技术
PMMA纳米球
PMMA/Ag纳米球壳结构 被检测生物分子
峰移更敏感 峰宽变窄 峰位红移 300-1100nm 生物窗口来自朱贤方等, 未发表工作
存在的问题
1、非平衡低维(尤其是零维)纳米结构不稳定性问 题尚未正确理解和控制; 2、缺乏对零维纳米结构表面结构和物理化学性 能(如吸附性能)真正理解和设计,目前仅局限于其 大表面积效应理解; 3 、 较少打破传统材料种类局限, 进行零维纳米结 构复合(或者复合结果很差), 尤其是有机无机球壳 纳米结构复合； 4、缺乏成本低可操作性强的宏观大面积周期、 有序可控组装技术; 5 因此,零维纳米结构传感器尚存在信号弱、敏感 性差、信号不稳定、重复差、信号不可设计和工艺 不可确定等一系列严重问题。
国内外研究现状和发展趋势 基于单个金属纳米颗粒的气敏探测器件
贵金属纳米颗粒对被测分子的吸附，会引起纳米颗粒的 表面等离子体振荡峰(SPR)移动，实现气敏和生物化学环境检 测。
国内外研究现状和发展趋势
基于纳米球壳结构的敏感生物环境传感器
Mei理论模拟预言,相对单相银纳米颗粒, 生物环境中有 机玻璃/银有机无机纳米球壳复合结构使SPR共振峰红移到生 物窗口，且峰宽变窄,峰移更快和敏感。