(优选)核材料的辐照效应
核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
原子位移
• 快中子的能量是MeV 级的，所以一个快中子会造 成上千个离位原子。在一定的温度下，缺陷可以 通过扩散发生复合（annealing）而消失，也可以 聚集而形成较大尺寸的缺陷团（位错环， 空洞）。 一个快中子会造成在10nm的长度上几百个位移原 子
• 中子与材料产生的核反应（n，α），（n，p）生 成的氦气会迁移到缺陷里，促使形成空洞
材料的辐照效应
• 2）辐照肿胀 辐照导致材料中产生大量的缺陷，缺陷聚集后产生空
位位错环和间隙位错环。空位位错环不易坍塌，因为核反 应产生的氦气易聚集在空位位错环内，而使其形成三维的 空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一 个原子面，使体积增加。因此辐照导致材料的肿胀。
• 辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐 照肿胀量最大（当中子通量达1027n/m2时，肿胀可达 15%）。 低于此温度，空位、间隙原子可动性不大，被 冻结在材料中，高于此温度，缺陷复合的机会增加，肿胀 量就会减少。
核电厂材料
第四章 材料的辐照效应
• 一般概念 • 中子与材料的反应 • 原子位移 • 材料的辐照效应
概述
• 反应堆内存在各种类型的强烈核辐射 • 辐射会使得材料的物理和机械特性发生显
著的、破坏性的变化 • 辐射分类
– α、β、γ、中子、裂变产物 – β和γ对金属材料不会有永久破坏性作用 – α和裂变产物的作用主要在燃料内 – 中子的效应最显著
5）辐照诱导放射性 材料对中子的吸收会导致产生放射性核
素。在辐照下产生的长寿命同位素，会增 加废物处理的负担并给设备维修带来困难。 如Co59，通过（n，）反应产生Co60，而 Co60是长寿命同位素，放射性很强，很难 处理。所以核级材料中要严格控制钴的含 量。
核物理在材料辐照损伤研究中的应用
核物理在材料辐照损伤研究中的应用在当今科技飞速发展的时代，材料科学领域的研究不断取得新的突破，其中核物理在材料辐照损伤研究中的应用具有极其重要的意义。
材料在核反应堆、太空探索、医疗设备等众多领域中会受到各种辐射的影响，导致其性能下降甚至失效。
为了保障这些关键应用的可靠性和安全性，深入研究材料的辐照损伤机制并开发出抗辐照性能优异的材料显得至关重要。
首先，我们来了解一下什么是材料辐照损伤。
当材料暴露在高能粒子（如中子、质子、电子等）的辐射下，粒子与材料中的原子发生相互作用，传递能量，从而导致原子移位、产生缺陷、化学键断裂等一系列微观结构的变化。
这些变化会逐渐累积，影响材料的力学性能、电学性能、热学性能等宏观特性。
核物理在材料辐照损伤研究中的一个重要应用是利用粒子加速器产生的高能粒子束对材料进行辐照实验。
通过精确控制粒子的种类、能量、剂量等参数，可以模拟材料在不同辐射环境下的损伤情况。
例如，在研究核反应堆材料时，可以使用中子源模拟反应堆内的中子辐照环境，观察材料在长期辐照下的微观结构演变和性能变化。
这种实验方法能够为材料的设计和优化提供直接的依据。
同步辐射光源也是核物理研究中的重要工具，在材料辐照损伤研究中发挥着关键作用。
同步辐射光源具有高强度、高准直性、宽频谱等优异特性，能够为材料的微观结构分析提供极其灵敏和精确的手段。
例如，利用 X 射线衍射技术可以研究辐照后材料的晶体结构变化；小角 X 射线散射技术可以探测材料中纳米尺度的缺陷和析出相；X 射线吸收精细结构谱能够获取材料中原子的局域结构和化学环境信息。
这些技术的综合应用使得我们能够深入理解辐照损伤对材料微观结构的影响机制。
核物理中的各种探测技术对于研究材料辐照损伤也是不可或缺的。
例如，正电子湮没技术可以探测材料中的空位型缺陷；电子显微镜技术能够直接观察辐照导致的微观结构变化，如位错、晶界等；离子束分析技术可以确定材料中元素的分布和浓度变化。
这些探测技术相互补充，为全面揭示材料辐照损伤的本质提供了有力的支持。
第七讲 核材料的辐照效应讲解
3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
辐照对拉伸性能的影响
中子辐照铝的微观结构变化
铝的中子辐照实验是与硅的中子辐照同 时进行的。中子辐照时, 纯铝箔(纯度为99. 999% )包裹着硅。中子辐照实验在核反应 堆中进行, 辐照剂量为1015 —1016 neutron / cm2。辐照试样取出后, 放置一定时间, 等 到放射性降低后再对试样进行分析。利用 扫描电子显微镜( SEM) 、透射电子显微镜 ( TEM)和纳米显微力学硬度计对中子辐照 后的纯铝试样进行分析。
随着注量提高到4×1026n/m2，牌号1100技术纯铝不断 提高着强度极限和屈服极限，但相对延伸率仍然完全没变化。 甚至在高注量辐照下，也不会使铝明显脆化。加工变形铝的 特点是，辐照不但提高了强度性能，同时还保持了足够高的 塑性，所以铝的性能辐照后可能比辐照前要好
核能材料的性能及特性研究
核能材料的性能及特性研究核能材料是指作为核反应堆核心的燃料与结构材料，在核能领域发挥着重要的作用。
核能材料的性能和特性研究对于核能发展具有重要意义。
在本文中，将对核能材料的性能和特性研究展开探讨。
一、核能材料的性能1. 核能材料的物理性能核能材料的物理性能包括密度、热导率、热膨胀系数等等。
密度是核燃料的重要物理性质，核燃料的密度越高，核反应堆的输出功率就越大。
热导率决定了核燃料的热传递性能，热膨胀系数则是材料受温度变化时的体积变化程度，对核燃料材料的使用寿命有很大影响。
2. 核能材料的力学性能核能材料的力学性能主要包括材料的强度、硬度、韧性等等。
核能材料需要具备较高的强度和硬度，才能承受核反应堆的高温高压环境。
同时，核能材料还需要具备一定的韧性，以免在极端条件下产生断裂等问题。
3. 核能材料的化学性能核能材料的化学性能主要包括材料的腐蚀性和氧化性等等。
在核反应堆中，核燃料需要在极端的高温高压环境下稳定存在，不受材料本身的化学性质影响。
二、核能材料的特性研究1. 辐照效应辐照效应是指核能材料在高辐射剂量下所存在的物理和化学变化。
辐照效应是核能材料研究的重要方向之一。
辐照会导致材料中的缺陷和位错增加，材料的机械性能和导热性能都会受到影响。
辐照效应的研究可为合理选择材料提供依据。
2. 晶体缺陷和位错晶体缺陷和位错是核能材料研究的重要方向之一。
随着辐照量的增加，核能材料中的晶体缺陷和位错会不断增加，从而影响材料的力学性能和导热性能。
因此，晶体缺陷和位错的研究是核能材料研究的重要方向之一。
3. 氢脆性氢脆性是指材料在吸氢后变得易于断裂的现象。
在核能领域，氢脆性对于材料的使用寿命具有重要影响。
因此，氢脆性的研究在核能材料研究中也占有重要地位。
结论：核能材料作为核能领域的重要物质，其性能和特性的研究对于核能的安全稳定发展至关重要。
本文对核能材料的性能和特性进行了探讨，为核能研究提供了参考。
未来，需要进一步深入探讨核能材料性能和特性的研究，为核能的可持续发展做出更大的贡献。
核电站仪表组件和材料的耐辐照性能
美国lwrilitts对此做过大量研究并发表专著电子器件核加固基础他们的研究成果表明集成电路的极限辐射剂量为10kgy中科华北京分公司曾对含有集成电路芯片lm231运放器lml58稳压器mc78系列及二三极管的核电站主泵频万方数据核电站仪表组件和材料的耐辐照性能67率电流转换器进行了累积辐照剂量约20kgy的c060y源辐照试验试验结束后板件外观颜色变深集成电路芯片lm231及运放器lml58等器件失效
ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｔｏ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｄｏｓｅ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｌｅｖｅｌ（１Ｅ）ａｒｍｏｒｅｄ ｔｈｅｒｍｏｃｏｕｐｌｅ，ａｓ ａ ｓｕｐｐｌｅｍｅｎｔ ｔｏ ｔｈｅ ｒｅｌｅｖａｎｔ ｓｔａｎｄａｒｄｓ；ａｎａｌｙｚｅｓ
ａｎｄ ｓｕｍｍ ａｒ ｉｚｅｓ ｔｈｅ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｏｆ ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄｓ，ｇｉｖｅｓ ｔｈｅ ｓｕｇｇｅｓｔｉｏｎ ｏｆ ｅｑｕｉｐｍ ｅｎｔ ｑｕａｌｉｆ ｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄｓ ｆｏｒ ｓｐｅｃｉａｌ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ ｐｌａｃｅ ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ，ｓｕｍ ｍａｒ ｉｚｅｓ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｏｆ ｃｏｍ ｍｏｎｌｙ ｕｓｅｄ ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ ｓｅａｌｉｎｇ ｍａｔｅｒｉａｌｓ ｉｎ ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ｃｏｎｔｒｏｌ ｐａｎｅｌ ａｎｄ ｖａｒｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｔｙｐｉｃａｌ ｄｅｖｉｃｅｓ ｗｉｔｈ ｒａｄｉａｔｉｏｎ，ｐｒｏｖｉｄｅｓ ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ｆｏｒ ｐｕｂｌｉｃ ａｎｄ ｒｅｌａｔｅｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｓｕｐｐｌｉｅｒｓ ｔｏ ｕｎｄｅｒｓｔａｎｄ ｔｈｅ ｋｎｏｗｌｅｄｇｅ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｒａｄｉａｔｉｏｎ． Ｋｅｙｗ ｏｒｄｓ：ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｄｏｓｅ；ｗｅｉｇｈｔｉｎｇ ｆａｃｔｏｒ；ｆｌｕｅｎｃｅ；ｔｈｅｒｍｏｃｏｕｐｌｅ；ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄ；ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ ｓｅａｌｉｎｇ ｍａｔｅｒ ｉａ１．
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在长期运行过程中会受到辐照的影响，导致材料的损伤效应。
为了提高核反应堆的安全性和可靠性，科学家们研发了辐照增强材料，以抵抗辐照引起的损伤效应。
一、核反应堆中的损伤效应核反应堆中的损伤效应主要包括辐照损伤、辐照诱发的缺陷和辐照引起的材料性能变化。
1. 辐照损伤辐照损伤是指材料在受到辐照后，晶体结构发生变化，导致材料的物理和力学性能发生变化。
辐照损伤主要包括位错、空位、间隙等缺陷的形成和聚集，以及晶体结构的变形和破坏。
2. 辐照诱发的缺陷辐照诱发的缺陷是指在材料中由于辐照引起的缺陷形成。
这些缺陷包括空位、间隙、位错等，它们会导致材料的力学性能下降，甚至引发材料的断裂。
3. 辐照引起的材料性能变化辐照会引起材料的物理和化学性质发生变化，包括晶体结构的改变、晶粒尺寸的增大、晶界的移动等。
这些变化会导致材料的力学性能、热学性能、电学性能等发生变化。
二、辐照增强材料为了抵抗核反应堆中的辐照损伤效应，科学家们研发了辐照增强材料。
辐照增强材料是指在材料中添加一定的元素或合金，以提高材料的抗辐照性能。
1. 晶界工程晶界工程是一种通过控制晶界的结构和性质，来提高材料的抗辐照性能的方法。
晶界是晶体中两个晶粒的交界面，它对材料的力学性能和辐照损伤具有重要影响。
通过调控晶界的结构和性质，可以减缓辐照损伤的发展，提高材料的抗辐照性能。
2. 溶质强化溶质强化是一种通过在材料中添加溶质元素，来提高材料的抗辐照性能的方法。
溶质元素可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的溶质元素包括镍、铬、钼等。
3. 相变强化相变强化是一种通过控制材料的相变过程，来提高材料的抗辐照性能的方法。
相变可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的相变材料包括铁素体、奥氏体等。
三、辐照增强材料的应用辐照增强材料在核反应堆中具有广泛的应用。
核材料辐照效应
第四章
主讲：黄群英
FDS 团队
中国科学技术大学 核科学技术学院 中国科学院 等离子体物理研究所
E-mail: qyhuang@
裂变堆结构与材料
堆芯 堆 内构件 控制
棒 反射层 压力容器
裂变堆原理图
压水堆结构图
聚变堆结构与材料
严酷 服 役环境
》 离位损伤的计算机模拟
模拟和定量计算材料中的级联碰撞和离位原子在材料中的分布形态。
右图为约500个原子的铜单晶点 阵原子的受撞模拟：
图a：级联碰撞过程 图b：缺陷（离位原子和空位） 的分布
注意，本章中离位损伤的计算均未考虑缺陷的回复（如间隙原子与邻近空位的复合）
离位峰和热峰
》 离位峰
Brinkman提出描绘级联碰撞结束时的Frenkel缺 陷分布模型：PKA 的高密度碰撞会驱使沿途碰撞 链上的原子向外运动，因此在级联碰 撞区域中心 附近的缺陷主要是空位，而间隙原子则分布在中 心空位 区的周边外围。这种空位和间隙原子相互 分离的现象称为离位峰。
第一节 辐照原理
1 碰撞与离位 碰撞Hale Waihona Puke 能量传递离位阈能和入射粒子阈能
2 级联与损伤函数 3 离位损伤剂量 离位原子数 计
算机模拟
4 微观结构 离位峰与热峰 沟道
效应和聚焦碰撞 Seeger对离位峰 的修正
碰撞与能量传递
先不考虑晶体效应和原子间的作用势，仅从经 典力学计算。设质量为M1和能量为E0的中子 与质量为 M2的靶原子发生碰撞。
•原子将脱离点阵节点而留下空位，离位原子而不能跳回原位时， 停留在品格间隙之中形成 间隙原子。间隙原子和留下的空位合称 为Frenkel对缺陷，这种损伤类型成为离位。
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究在探索清洁能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。
与传统的核裂变反应相比，核聚变具有燃料丰富、放射性废物少、安全性高等诸多优点。
然而，要实现可控核聚变并将其商业化应用，我们面临着诸多技术挑战，其中之一便是核聚变反应堆材料的耐辐照性问题。
当核聚变反应发生时，会产生大量的高能粒子和强辐射，这些粒子和辐射会对反应堆内部的材料造成严重的损伤。
因此，研究和开发能够承受这种极端辐照环境的材料，是实现核聚变能源实用化的关键之一。
首先，我们来了解一下核聚变反应堆中的辐照环境。
在反应堆中，主要的辐照粒子包括中子、质子、氦离子等。
其中，中子的能量通常较高，穿透力强，能够与材料中的原子核发生碰撞，导致原子移位、晶格损伤、气泡形成等一系列问题。
质子和氦离子虽然能量相对较低，但它们在长期辐照下也会对材料的性能产生不可忽视的影响。
在众多材料中，金属材料由于其良好的导热性、机械性能和可加工性，成为核聚变反应堆结构材料的重要选择。
然而，金属材料在辐照环境下的性能退化是一个严重的问题。
例如，奥氏体不锈钢在中子辐照下会出现硬化、脆化现象，导致其韧性和延展性下降，从而增加了材料失效的风险。
此外，辐照还会导致金属材料中的微观结构发生变化，如位错密度增加、析出相形成等，这些都会影响材料的性能。
为了提高金属材料的耐辐照性能，科学家们采取了多种策略。
一种方法是通过合金化来改善材料的性能。
例如，在不锈钢中添加镍、钼等元素，可以提高其抗辐照能力。
另一种方法是对材料进行微观结构调控，如细化晶粒、引入纳米析出相等。
这些微观结构的改变可以有效地阻碍位错运动，从而提高材料的强度和韧性。
除了金属材料，陶瓷材料在核聚变反应堆中也有潜在的应用前景。
陶瓷材料具有良好的耐高温性能和抗辐照性能，如碳化硅、氮化硅等。
然而，陶瓷材料的脆性较大，限制了其在结构部件中的应用。
为了解决这一问题，科学家们正在研究通过纤维增强、复合化等手段来提高陶瓷材料的韧性。
核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
离位峰模型
辐照效应
• 金属点阵中存在大量的空位和间隙原子会大大增 加金属的硬度， 降低它的延性。许多材料的体积 会明显增加（如石墨、金属铀）。在各向异性的 晶体中会发生定向生长和严重畸变。
辐照效应
• 位移峰: 一个高能粒子击出的级联碰撞原子趋向于积聚在 粒子运动的初级方向上，影响的区域称为位移峰，其长度 约10nm。被击出的初级位移原子将沿垂直于初级原子径 迹方向，继续运动几个原子的距离，然后停留在间隙位置 上，形成一个间隙原子壳。
这个极小体积所获得的能量在短时间内转变为热能，并 使间隙原子壳发生熔化。在此熔融区内原子重新排列，由 于接着而来的迅速冷却使原子冻结在畸变后的位置上，出 现了包含大量空位和间隙原子的离位峰。
材料的辐照效应
• 2）辐照肿胀 辐照导致材料中产生大量的缺陷，缺陷聚集后产生空
位位错环和间隙位错环。空位位错环不易坍塌，因为核反 应产生的氦气易聚集在空位位错环内，而使其形成三维的 空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一 个原子面，使体积增加。因此辐照导致材料的肿胀。
• 辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐 照肿胀量最大（当中子通量达1027n/m2时，肿胀可达 15%）。 低于此温度，空位、间隙原子可动性不大，被 冻结在材料中，高于此温度，缺陷复合的机会增加，肿胀 量就会减少。
– 核转化生成异种原子的反应（n, α), ( Nhomakorabea, p)反应
例
10 5
B
n
37
Li 24
He
第七讲-核材料的辐照效应
CLAM 钢在450 ℃电子辐照时的微观结构变化. (a) 0 dpa ; (b) 3.6 dpa ; (c) 10 dpa ; (d) 11.5 dpa ; (e) 13.2 dpa ; (f) 13.8 dpa
图 (a) 是刚刚开始辐照时的微观结构. 从中可以看 出,钢中存在一定数量的均匀分布的位错环,位错环 的平均直径为13 nm. 伴随着辐照损伤量的增加,位 错环不断长大,位错环的密度也在增加,当辐照损伤 量达到11.5 dpa 时(图4.1 ( d) ) ,位错环最大,继续 增加辐照损伤量,最大位错环的大小基本保持不变; 但位错环的数密度增加,比较小的位错环继续长大. 从图4.1 中可以看到,当辐照损伤量达到10 dpa (图 4.1 (c) ) 之前,位错环的数密度增加较慢,当辐照损 伤量达到10 dpa (图4.1 (c) ) 以后,位错环的数密度 迅速增加,以至于辐照损伤量达到13.2dpa (图4.1 (e) ) 以后,看到的位错环的分布密度很大;由于在辐 照过程中的每一时刻产生的间隙原子的数量是一 定的,这将产生“位错环直径增长较快时其数密度 增长较慢、位错环直径增长较慢时其数密度增长 较快”的结果.
核材料的辐照效应本质
粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种 碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击 其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷 萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微 观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到 宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤， 性能失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体 内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐 照性的最根本原因。
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
823K双束辐照后氧化物形貌变化
核材料辐照效应
模拟和定量计算材料中的级联碰撞和离位原子在材料中的分布形态。
右图为约500个原子的铜单晶点 阵原子的受撞模拟：
图a：级联碰撞过程 图b：缺陷 （离位原子和空位）
的分布
注意，本章中离位损伤的计算均未考虑缺陷的. 回复（如间隙原子与邻近空位的复合）
离位峰和热峰
》 离位峰
Brinkman提出描绘级联碰撞结束时的Frenkel缺 陷分布模型：PKA的高密度碰撞会驱使沿途碰撞 链上的原子向外运动，因此在级联碰撞区域中心 附近的缺陷主要是空位，而间隙原子则分布在中 心空位区的周边外围。这种空位和间隙原子相互 分离的现象称为离位峰。
.
Brinkman离位峰 热峰周围的温度变化
沟道效应与聚焦碰撞
》 沟道效应
离位原子沿材料中点阵密排晶向围成的间隙腔入 射时，碰撞距离比较长的现象。
沟道效应易出现在级联碰撞的高能阶段。
特点是不产生大量点缺陷。
》 聚焦碰撞
指级联碰撞时每级离位原子的散射角逐级减
小，并按某一晶向以准直线方式传递能量和输 送原子的碰撞过程。
.
碰撞与能量传递
先不考虑晶体效应和原子间的作用势，仅从经 典力学计算。设质量为M1和能量为E0的中子 与质量为M2的靶原子发生碰撞。
》正碰
根据弹性碰撞中能量和动量的守恒方程，可 求出中子传给靶原子的最大能量（二体迎头 正碰撞时） 为
（μ：中子能量损失系数）
》随机碰撞 将直角坐标换成质心系(二体质心同速运动)坐标参数后，代入能
与撞出概率的关系中建立的。
K-P模型有如下许多简化假定： (1) 所有串级碰撞都是同类原子刚性球的二体碰撞； (2) 只计两原子间的作用势，不考虑晶格影响； (3) PKA撞出晶格原子的离位概率Pd(T)与被击原子接受的能量T的关系用单值
第四章--核反应堆材料..
4. 冷却剂材料
冷却剂材料要求
中子吸收和感生放射性小； 高的沸点和低的熔点； 高的比热，唧送功率低； 热导率大； 有良好的热和辐照稳定性； 和系统其他材料相容性好； 价格便宜。
常用冷却剂
水
重 水
水作为冷却剂和慢化剂 沸点低、存在沸腾临界、在 主要应用于轻水堆 高温下有腐蚀作用
和浓度(富集度)，除控制材料外，堆芯所有结构材料的
中子吸收截面都应该尽可能地小；
为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该
尽可能小，含长半衰期元素少，如Co。
3 反应堆材料的性能要求-2
（2） 机械性能 强度、塑韧性和热强性高，缺口敏感性和晶体长 大倾向性小。 （3）化学性能 抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀 和应力腐蚀倾向性小。 （4）辐照性能 辐照期间组织、结构应稳定，脆化、肿胀等辐照 效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小； 杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其Cu、P、S 含量应尽量少，成分偏析小； 晶粒和沉淀强化相要细小稳定。
2. 核燃料
核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可 作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用 人工方法转换而得。
核燃料要求
(1)热导率高； (2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗； (3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力； (4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
对于能量为1MeV的中子，可以在铁中发生一次弹性碰撞将评价使几百个原子 产生位移。其中某些位移原子有可能移动到另一个空位而不造成材料缺陷。 快中子穿过物质产生大量位移原子，这些位移原子都在一次碰撞原子附件很小 的体积内产生，主要导致大量的能量传递给这样的小体积的物质，从而使这块 小体积物质在短时间内温度升高甚至熔化。
核物理在材料损伤与辐射效应研究中的应用
核物理在材料损伤与辐射效应研究中的应用在现代科学技术的广阔领域中，核物理扮演着至关重要的角色。
特别是在材料损伤与辐射效应的研究方面，核物理的应用为我们深入理解材料在极端环境下的行为和性能变化提供了关键的线索和方法。
首先，我们需要明白什么是材料损伤与辐射效应。
当材料暴露在辐射环境中，如高能粒子、伽马射线等，其原子和分子结构会受到破坏，从而导致材料的性能发生变化，这就是材料损伤与辐射效应。
这种效应在许多领域都具有重要意义，比如航空航天、核能利用、半导体制造等。
在航空航天领域，航天器在太空中会受到各种宇宙射线的辐射。
这些辐射可能导致航天器的材料出现损伤，如金属材料的脆化、聚合物材料的老化等。
如果不深入研究材料的辐射损伤效应，就无法保证航天器的长期稳定运行。
而核物理的相关技术和理论，可以帮助我们精确地模拟宇宙射线的辐射能量和粒子类型，从而预测材料在太空中可能受到的损伤程度，并为开发更耐辐射的材料提供指导。
核能利用是另一个与材料辐射损伤密切相关的领域。
核电站中的反应堆部件长期处于强辐射环境中，材料的损伤可能会引发严重的安全问题。
通过核物理的研究，我们能够了解不同材料在辐射下的微观结构变化，例如晶体缺陷的形成、位错的产生等，进而评估材料的使用寿命和安全性。
同时，利用核物理的方法还可以对核电站的辐射防护进行优化，保障工作人员的健康和安全。
在半导体制造中，材料的纯度和晶体结构对芯片性能有着决定性的影响。
辐射会引入杂质和缺陷，影响半导体材料的电学性能。
核物理技术可以用于检测和分析这些辐射引入的杂质和缺陷，帮助改进制造工艺，提高芯片的质量和可靠性。
那么，核物理是如何应用于材料损伤与辐射效应的研究呢？其中一个重要的手段是粒子辐照实验。
通过使用加速器产生的各种高能粒子，如质子、中子等，对材料进行辐照，模拟实际辐射环境下材料的损伤过程。
在实验过程中，可以精确控制粒子的能量、剂量和辐照时间等参数，观察材料在不同条件下的性能变化。
第五章辐照效应。
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。
核燃料材料的辐照损伤研究
核燃料材料的辐照损伤研究核能作为一种高效、清洁的能源形式，在当今世界应用广泛。
核电站中的核燃料材料关乎着核电站的运行安全和效率。
然而，在长期的运行过程中，核燃料材料受到辐照损伤的影响。
为了确保核燃料材料的稳定性和安全性，人们进行了广泛的研究和实验，并取得了一系列重要的成果。
辐照损伤是指材料在受到辐射能量作用后产生的物理、化学和结构性的变化。
辐照损伤可以导致核燃料材料的性能下降，甚至出现严重的损坏。
了解核燃料材料的辐照损伤机制和途径对于制定优化材料性能的策略至关重要。
辐照对核燃料材料的损伤主要是通过能量沉积来实现的。
当荷电粒子进入材料后，与原子核或电子发生碰撞，从而将能量转移到材料中。
这些能量转移导致材料中晶体结构的缺陷和损伤的形成。
辐照损伤包括点缺陷、空位团簇、位错和间隙团簇等。
辐照损伤的影响主要表现在材料的力学性能、导热性能和抗腐蚀性能方面。
首先，辐照损伤会导致材料的宏观力学性能的变化。
材料的强度、韧性和塑性等力学性能都会受到不同程度的影响。
其次，辐照损伤还会对材料的导热性能造成影响。
辐照损伤会导致晶格结构的变化和位移，在纳米尺度上引起界面和晶格的扭曲和断裂，进而导致导热性能的下降。
最后，辐照还会使材料的抗腐蚀性能下降。
辐照损伤会产生各类缺陷和氧化物，使材料的抗腐蚀性能大幅降低。
针对核燃料材料的辐照损伤，研究人员采用多种方法进行研究。
一种常用的方法是通过四面体晶格受损模型来对辐照损伤进行建模。
这种模型基于能量沉积产生的晶格缺陷来描述辐照损伤的发展和演化规律，并结合材料的物理性质来定量评估损伤的程度。
另一种方法是通过模拟辐照损伤过程来研究辐照损伤的机制和行为。
通过分子动力学模拟、蒙特卡洛模拟和分段模拟等方法，可以研究材料受到不同辐射能量和剂量后的损伤效应。
在辐照损伤研究中，还存在一些待解决的问题和挑战。
首先，核燃料材料的辐照损伤是一个复杂的多尺度问题。
这意味着在不同尺度上进行研究和分析，需要建立多尺度的辐照损伤模型。
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所致。
二铁合金的粒子辐照效应
1 辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响 利用氢离子（H+）束和电子（e-）束，双束（H+/e-）同时 辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究辐 照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下 原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现：辐照前和 15dpa辐照后约10-20nm氧化物的尺寸并没有明显变化，而氧 化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物的稳定性。 当辐照温度升高至823K时，大尺寸的氧化物Y2O3与基体的 相界面变得不规则，但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。 实 弥验散结强果化表相明Y2：O3弥与散铁强素化体相相Y界2O面3尺变寸得稳粗定糙，与无氢明的显存溶在解，现促象进。 铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。
离子辐照前后实验材料的显微组织
3.450 ℃高能电子辐照对CLAM 钢微观结构 的影响
为了研究低活化马氏体CLAM 钢的抗辐照肿胀性 能,在450 ℃下对CLAM 钢进行大剂量高能电子辐 照的原位动态实验. 利用超高压透射电子显微镜观 察发现,CLAM 钢中产生了大量的间隙原子型位错 环和多面体形状的辐照空洞. 分析了它们的形核和 长大规律以及相关机制. 计算表明,CLAM 钢在高 能电子辐照下的最大肿胀率为0.26 % ,具有较好 的抗辐照肿胀性能.
理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化
A 传统晶态合金
B 纳米晶材料
1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010);
2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010)
一 锆合金的辐照效应
❖ 1. 单位体量材料积中位移原子数与原子总数之比 定义为原子位移（dpa），通常以其值来衡的辐 照损伤程度，在典型轻水堆电站中锆合金包壳每 一次循环下所受到的辐照损伤为20(dpa)，约相当 于10-7dpa/s,可见很严重。
Байду номын сангаас
提高锆合金耐蚀性能的方法
Thorvaldsson用确定累积退火参数A 的最佳范围来制定 最佳热处理工艺; Ogata提出在ASTM 规定的合金元素 成分范围内降低Sn 含量而提高其它合金元素含量可以 提高抗均匀腐蚀和疖状腐蚀的性能; 周邦新提出用最佳 热处理工艺提高锆合金的耐蚀性; Sabo l开发了ZIRLO 合金, 大幅度提高了耐蚀性能。这一系列方法归根到底 是从改变包壳材料的合金元素分布以提高其耐蚀性能。 为了提高包壳材料的耐蚀性能, 我们既可以进行耐高温 腐蚀的新包壳材料的研制, 又可以对现有包壳材料进行 改进, 如选择最佳热处理工艺、最佳合金成分, 表面激 光处理及表面预生膜等方法都是进一步提高锆合金耐 蚀性能的可以尝试的办法。
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
823K双束辐照后氧化物形貌变化
2低活化铁素体/ 马氏体钢离子辐照后的微观 结构变化
采用100 keV 的氢离子在450 摄氏度对两种成分的低活化 铁素体/ 马氏体钢进行了辐照实验; 同时为了对比研究低活 化铁素体/ 马氏体钢中的合金元素在辐照过程中的行为, 将 Fe-10Cr 合金以及纯铁一起进行了离子辐照. 通过透射电 子显微镜观察发现, 当辐照剂量为1×1017 H + / cm2 时, 在 低活化铁素体/ 马氏体钢中产生了一定数量的位错缺陷, 另 外, 发现有大量富含合金元素Cr 的点状析出物产生.
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
❖ 2. 要使锆原子位移就必须向其提供足够的能量， 这一位移能量阈值Ed为25~27ev.而对于1Mev的 入射中子，锆原子接受的反冲能量平均值为 20kev，其最大值可达40kev，显然都远高于锆原 子位移所需的能量，从而出现初级位移原子。
❖ 3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
锆合金辐照生长
锆合金辐照力学行为的变化
中子辐照对锆合金氧化性能的影响
中子辐照, 尤其是快中子辐照导致氧化膜和金属基 体内产生大量原子移位, 形成大量缺陷, 包括点缺 陷、位错和空洞等。其中最简单, 且浓度最大的是 Frankel 缺陷对。这些缺陷势必对氧离子的迁移产 生影响。此外, 由于金属锆氧化后体积增大, 氧化 膜处于压应力状态, 这将导致位错密度的增加; 中 子辐照下, 水将分解生成H2, H2在氧化膜内聚集使 氧化膜脆化; 中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕 变, 直接改变氧化膜的应力状态, 甚至使氧化膜开 裂和脱落。
粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种 碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击 其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷 萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微 观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到 宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤， 性能失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体 内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐 照性的最根本原因。
（优选）核材料的辐照效应
反应堆材料的辐照问题
反应堆（特别是堆内）晶态合金材料在长期经受各 种粒子、射线辐照，特别是中子辐照时产生结构和 性能的变化。表现为：辐照生长、肿胀、蠕变加快、 氢脆氧化、应力开裂、塑性和韧性下降等。即结构 不稳定，机械、物理、化学性能逐步下降，影响其 服役寿命。
核材料的辐照效应本质