第七讲 核材料的辐照效应
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(优选)核材料的辐照效应
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。
核反应堆结构与材料材料PPT课件
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核燃料的应用
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感谢您的观看！
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
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弥散体型燃料
• 弥散型燃料是由二氧化 铀或碳化铀等陶瓷燃料 颗粒，依照所需的物理 性质弥散在金属、非金 属或陶瓷基体上所组成 的燃料型式。
• 例如Al，不锈钢，Zr， 石墨等基体
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
④ 合金铀的相关说明
主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等
与金属铀相比，合金具有较好的机械性能、良好的 抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善
加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀
锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同 时铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ）
熔点高，热导率高，便于轧制成型
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
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二氧化铀的典型物性（2）
• 热导率（续）
燃耗对热导率的影响
低温时随燃耗升高热 导率下降
高温时变化不大
热导率随氧铀比增加 而减小
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
第七讲 核材料的辐照效应
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.
从图4141中可以看到中可以看到当辐照损伤量达到当辐照损伤量达到10dpa10dpa4141之前之前位错环的数密度增加较慢位错环的数密度增加较慢当辐照损当辐照损伤量达到伤量达到10dpa10dpa图4141以后以后位错环的数密度迅速增加迅速增加以至于辐照损伤量达到以至于辐照损伤量达到1313
第七讲 核材料的辐照效应
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。
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。
聚合物辐照效应
辐照效应（radiation effects）固体材料在中子，离子或电子以及γ射线辐照下所产生的一切现象。
辐照会改变材料的微观结构，导致宏观尺寸和多种性质的变化，对核能技术或空间技术中使用的材料是个重要问题。
在晶体中，辐照产生的各种缺陷一般称为辐照损伤。
对于多数材料而言，主要是离位损伤。
入射离子与材料中的原子核碰撞，一部分能量转换为靶原子的反冲动能，当此动能超过点阵位置的束缚能时，原子便可离位。
最简单的辐照缺陷是孤立的点缺陷，如在金属中的弗仑克尔缺陷对（由一个点阵空位和一个间隙原子组成）。
级联碰撞条件下，在约10 nm 直径的体积内产生数百个空位和数百个间隙原子。
若温度许可，间隙原子和空位可以彼此复合，或扩散到位错、晶界或表面等处而湮没，也可聚集成团或形成位错环。
一般地说，电子或质子照射产生孤立的点缺陷。
而中等能量(10-100KeV)的重离子容易形成空位团及位错环，而中子产生的是两种缺陷兼有。
当材料在较高温度受大剂量辐照时，离位损伤导致肿胀，长大等宏观变化。
肿胀是由于体内均匀产生的空位和间隙原子流向某些漏（如位错）处的量不平衡所致，位错吸收间隙原子比空位多，过剩的空位聚成微孔洞，造成体积胀大而密度降低。
辐照长大只有尺寸改变而无体积变化，仅在各向异性显著的材料中，由于形成位错环的择优取向而造成。
离位损伤造成的种种微观缺陷显然会导致材料力学性能变化，如辐照硬化、脆化以及辐照蠕变等。
辐照缺陷还引起增强扩散，并促使一系列由扩散控制或影响的过程加速进行，诸如溶解，沉淀，偏聚等，并往往导致非平衡态的实现。
对于某些材料如高分子聚合物，陶瓷或硅酸盐等，另一类损伤，即电离损伤也很重要。
入射粒子的另一部分能量转移给材料中的电子，使之激发或电离。
这部分能量可导致健的断裂和辐照分解，相应的引起材料强度丧失，介电击穿强度下降等现象。
结构材料中子辐照后主要产生的效应·1）电离效应：指反应堆中产生的带电粒子和快中子与材料中的原子相碰撞，产生高能离位原子，高能的离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，使电子跳离轨道，产生电离的现象。
第七讲 核材料的辐照效应讲解
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。
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
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
核材料辐照效应
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。
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。
核材料的辐照损伤行为
核材料的辐照损伤行为核材料是一种特殊的材料，被广泛应用于核能发电、核武器以及其他许多领域。
然而，随着核材料长期受到辐射的影响，其内部结构和性能会发生损伤，这就是核材料的辐照损伤行为。
本文将探讨辐照损伤的机理、影响因素以及相关研究的应用。
首先，辐照损伤的机理是核材料长期受到高能粒子的辐射而发生不可逆的结构变化。
核材料中的原子在辐照过程中会不断受到碰撞，导致晶格缺陷的形成。
这些缺陷包括点缺陷、位错和孔隙等，破坏了原子排列的完整性。
随着辐照剂量的增加，这些缺陷会在核材料中积累并相互作用，导致材料的性能下降。
辐照剂量是影响辐照损伤行为的重要因素之一。
辐照剂量越高，材料中的缺陷数量就越多，相互作用和扩散速度也会增加。
不同的核材料对辐照剂量的响应也有所不同，例如钢材辐照损伤的阈值剂量要高于铝材料。
此外，辐照温度也对辐照损伤行为起到重要影响。
在较高温度下，原子的扩散速度更快，缺陷的形成和扩散过程更容易发生。
因此，一般情况下较高温度下的核材料比低温下的材料更容易受到辐照损伤。
除了剂量和温度，材料的结构和成分也会影响辐照损伤行为。
不同的晶体结构和微观组织使得材料对辐照响应有所不同。
例如，面心立方结构的材料比体心立方结构的材料更耐辐照损伤。
此外，添加合金元素或掺杂材料也可以改善材料的辐照稳定性，减少损伤的发生。
为了深入理解核材料的辐照损伤行为，科学家们开展了大量的研究。
他们使用不同的实验方法和模拟技术，分析辐照损伤的机理和过程。
例如，通过高分辨率电子显微镜观察材料内部的缺陷和位错，以及使用辐射损伤模拟装置模拟实际辐照条件。
这些研究为改善核材料的性能和安全性提供了重要的依据。
辐照损伤行为的研究不仅在核能领域有应用，还涉及到其他领域的材料科学。
例如，在航空航天领域，辐射物质也可能对航天器和航空材料产生损伤。
因此，对于辐照损伤行为的研究，可以帮助科学家们设计出更耐辐照材料，以确保核能发电站的安全性，提高航天器的可靠性。
综上所述，核材料的辐照损伤行为是一个复杂且重要的研究领域。
核能材料
托卡马克装置
托卡马克装置
以超导托卡马克装置为基础的 未来聚变核电站
3.3 聚变堆主要材料及其特性
聚变堆技术难度极大，普遍认为聚变堆材料是 聚变堆技术的主要难点之一。特别是第一壁材料 要经受14MeV中子和其它高能带电粒子的轰击， 其辐射效应比裂变堆材料所遇到的辐照效应更为 严峻，是研究的重点。按照目前的托卡马克装置 ，聚变堆材料主要包括以下几类： （1）聚变核燃料。主要是氘和氚； （2）氚增殖材料。主要是Al-Li合金、偏铝酸锂、陶 瓷型Li2O、偏锆酸锂还有液态的Li-Pb合金(17%的 原子Li)等。
1.3核能分类
核能可分为三类： （1）裂变能，重元素（如铀、钚等）的原子核 发生分裂时释放出来的能量； （2）聚变能，由轻元素（氘和氚）原子核发生 聚合反应时释放出来的能量； （3）原子核衰变时发出的放射能。核能与化学 能的区别在于，化学能是靠化学反应中原子间的电 子交换而获得能量。例如煤或石油燃烧时，每个碳 或氢原子氧化过程中，只能释放出几个电子伏能量 ，而核能则靠原子核里的核子（中子或质子）重新 分配获得能量，这种能量非常大。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能： 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损；α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构；位错密度等于10-14，断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能，即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应，他通过研究发现，铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核，同时放出三个中 子，这一过程伴随着能量的放出，这个过程就是核裂变反 应，放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
• 热峰: 一个快中子会经历几次弹性碰撞，速度下降到不可 能再造成原子位移时，剩余的能量会以振动的形式消散在 一个很小的范围内，形成一个热峰。局部温度可达几千度。
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
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
中子辐照效应的离子束等效模拟
中子辐照效应的离子束等效模拟1. 引言中子辐照效应和离子束等效模拟是当今材料科学和核工程领域中备受关注的重要课题。
中子和离子作为材料辐照的两种方式，在材料的结构、性能和稳定性方面都具有重要影响。
本文将从中子辐照效应和离子束等效模拟的基本概念入手，深入探讨其在材料研究和工程应用中的重要性和前沿发展。
2. 中子辐照效应的基本概念中子辐照是指利用中子对材料进行辐照，通过中子和材料原子核之间的相互作用来改变材料的性能和结构。
中子的高能量和弥散性使得它能够深入材料内部，与原子核产生碰撞，引起晶格缺陷和辐射损伤。
这些辐射损伤包括位错、空位、间隙群等，对材料的机械性能、热学性能和电学性能都有显著影响。
3. 离子束等效模拟的原理和方法离子束等效模拟是将离子束的辐照效应与中子辐照效应进行等效模拟，以实现对材料的辐照效应进行研究和模拟。
通过选择合适的离子种类、能量和通量，可以使离子束辐照在材料中产生与中子辐照类似的损伤和缺陷。
离子束等效模拟的方法主要包括蒙特卡洛模拟、离子注入、退火和离子束辐照实验等。
4. 中子辐照效应和离子束等效模拟在材料科学中的应用中子辐照效应和离子束等效模拟在材料科学中具有广泛的应用前景。
它可以帮助科研人员更好地理解材料在辐照环境下的性能变化规律，为材料设计和改良提供重要参考。
它对核能材料、航空航天材料、核电站材料等领域的应用具有重要意义，可以帮助人们更好地评估辐照环境下材料的稳定性和寿命。
5. 个人观点和展望作为一项重要的材料辐照研究课题，中子辐照效应和离子束等效模拟在当前和未来都将继续发挥重要作用。
随着材料科学和核能工程领域的不断发展，对辐照效应的深入研究和模拟将为新材料的开发和应用提供强大支撑。
我个人认为，未来应该加强中子辐照效应与离子束等效模拟的综合研究，拓宽其在材料科学和工程中的应用领域，并不断提高模拟的准确性和可靠性。
6. 总结中子辐照效应和离子束等效模拟是当今材料科学与核工程领域具有重要意义的前沿课题。
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
》 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。
.
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
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。
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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。
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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。
中子辐照效应
中子辐照效应
中子辐照效应是指物质受到中子辐照后发生的一系列物理、化学、生物等变化。
中子是一种无电荷的粒子，因此在穿过物质时不会被物质中的电子相互作用散射，而是会与原子核相互作用，从而产生中子辐照效应。
中子辐照效应的影响非常广泛。
在核工业中，中子辐照是产生放射性同位素、探测材料中氢和硼等的重要手段。
在核电站和核反应堆中，中子辐照会导致材料的辐射损伤和变形，增加材料的脆性，从而影响设备的安全性能。
除了核工业之外，中子辐照还具有广泛的应用价值。
例如，在材料科学中，中子辐照可以用于研究材料的晶体结构、缺陷等性质；在生物医学中，中子辐照可以用于研究DNA、蛋白质等生物大分子的结构和功能等。
因此，研究中子辐照效应的性质和规律，对于深入了解物质的本质和开发新型材料、新型医疗器械等具有重要意义。
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CLAM 钢在450 ℃电子辐照时辐照空洞的变化. (a) 0 dpa ; (b) 1.4 dpa ; (c) 3.6 dpa ; (d) 10 dpa ; (e) 11.5 dpa ; (f) 13.2 dpa ; (g) 13.8 dpa ; (h) 15.6 dpa
从图中可以看到,随着辐照损伤量的增加,产 生的空洞越来越多,并且尺寸也越来越大. 辐 照损伤量达到1.4 dpa 时,开始观察到空洞的 存在,这时空洞的尺寸很小、数量有限;当辐 照损伤量达到3.6 dpa 时,空洞的尺寸明显长 大,数量也在增加; 在图 c 中还可以看到有新 的空洞产生;继续增加辐照剂量,空洞的数量 和直径都继续增加,当辐照损伤量达到10 dpa 时,可以看到空洞的数量较多.
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.
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。
生铁在离子辐照前后的显微组织: ( a) 离子辐照前; ( b) 离子辐照后
不锈钢的中子辐照问题
1.不锈钢的辐照肿胀 在高通量中子辐照条件下，会引起不
锈钢的肿胀。下图为Cr17Ni12Mo2钢的肿 胀效应，肿胀显著增加的快中子注入量临 界值约1022n/cm2。
2.辐照后的力学性能
在中子注入量超过1022n/cm2之后，随注入量增 加，抗拉强度明显上升，延伸率明显下降。在高于 540摄氏度的高温拉伸性能，其强度不受中子注量 的影响，但总延伸率随注入增加明显减少。不锈钢 的断裂韧性随辐照剂量的增加明显减少，在高温辐 照条件下，当中子剂量大于10dpa后，其断裂韧性 趋于稳定；低温辐照的断裂韧性随着中子剂量增加 也明显下降。
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。
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。
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。
❖ 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。
图 ( a)辐照铝箔(灰面)的形貌, ( b)辐照铝箔(黑面)形貌, ( c)未辐照铝箔的形貌
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。
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
金属材料受中子轰击后，产生许多缺陷及其衍生 物，如Frenkel对缺陷。离位峰、位错环、层错、贫 原子区、微空洞和嬗变元素等，所以会引起材料性 能发生变化。原因是这些辐照缺陷与基体点阵排列 不同，导致晶格产生畸变，阻碍位错运动，从而引 起强度升高，随之伴生塑、韧性下降和脆性增加。 铝合金辐照性能的变化趋势也符合此规律，但诱发 辐照效应的原因与大多数结构材料略有不同。通常 认为快中子辐照是引起结构材料性能恶化的主要原 因，对铝合金却是热中子比快中子的影响大，如铝 合金在高注量辐照下，除了快中子产生辐照缺陷造 成的硬化外，热中子使Al 嬗变成Si被认为起主要作 用。
辐照对铝性能的影响
中子辐照对纯铝和低合金铝的影响较小，这是因为缺陷 的迁移率甚至低到室温时，任然很高。在反应堆中铝在可能 应用温度范围，从室温到300摄氏度， 或者发生或接近发生 再结晶。
同其他金属一样，在辐照时，铝的强度提高，塑性稍许 下降。退火状态的铝以1.5×1022n/m2注量在30摄氏度下经 辐照，其屈服极限提高2倍，强度极限提高70%，而相对延 伸率比原来值减少67%。在同样条件下，加工变形铝辐照后， 强度极限及屈服极限只提高了6~8倍，而延伸率完全没有变 化。
5 生铁经离子辐照前后的效应
其注氢前的TEM 照片中除了能看到少许的位 错线存在以外, 几乎没有看到别的缺陷存在, 经过注氢以后在纯铁中产生了大量均匀分布 的位错环缺陷, 位错环的尺寸约为5~ 50 nm, 位错环的数密度约为5.51×1021 / m3 . 与其他 钢材经过注氢以后所观察到的结果不同, 在纯 铁中没有出现上面提到的黑斑.
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.
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。
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m2(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
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