聚变堆用典型金属工程材料辐照损伤机理
马氏体钢的中子辐照损伤机制研究的开题报告
低活化铁素体/马氏体钢的中子辐照损伤机制研究的开题报告题目：低活化铁素体/马氏体钢的中子辐照损伤机制研究一、研究背景随着今后核能技术的快速发展，新一代核电站和核聚变反应堆需要材料来承受主要的压力和辐射损伤。
在此背景下，低活化铁素体/马氏体钢成为了候选材料，但目前仍然存在许多问题需要解决。
二、研究内容本研究旨在研究低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照过程中的损伤机制，具体包括以下内容：1. 通过中子辐照实验对比分析低活化铁素体/马氏体钢的微观结构变化，以及物理、机械性能的变化；2. 利用计算机模拟方法，研究中子辐照对低活化铁素体/马氏体钢微观形貌和力学性能的影响；3. 进行分析低活化铁素体/马氏体钢中的各类缺陷，以及评估其在中子辐照后对材料性能的影响。
三、研究意义研究低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照过程中的损伤机制，有助于我们更好地了解该材料的本质特征和应用范围。
同时，也可以为新一代核电站和核聚变反应堆的材料选择提供重要的参考。
四、研究方法1. 中子辐照实验法通过对低活化铁素体/马氏体钢进行中子辐照实验，记录和分析其在中子辐照过程中的微观结构和物理、机械性能变化，从而得出材料在中子辐照下的损伤特征。
2. 计算机模拟法在材料科学中，计算机模拟是一个常用且有效的方法，本研究将利用计算机模拟法模拟低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的微观形貌和力学性能变化，通过模拟数据分析低活化铁素体/马氏体钢的损伤特征。
3. 其他分析方法在实验和模拟的基础上，本研究将进行各种分析方法，包括电子显微镜、激光剥蚀质谱、硬度测试和拉伸等测试方法，评价和分析不同缺陷对低活化铁素体/马氏体钢性能的影响。
五、预期成果通过本研究，我们预计将获得以下研究成果：1. 确定低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的损伤机制；2. 描述低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的物理、机械性能变化；3. 建立低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下缺陷对材料性能的影响评估方法。
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究随着能源需求的不断增加，核反应堆已成为重要的能源来源。
然而，在反应堆高能辐射和高温等复杂环境下，需要使用特殊的材料来保持反应堆的正常运行。
其中，镍基合金是反应堆主要的结构材料之一，它具有良好的高温强度和抗辐照腐蚀性能。
然而，在复杂的多维环境中，镍基合金仍然会遭受辐照腐蚀和失效的影响。
因此，研究镍基合金在多维合环境下的辐照腐蚀失效机理是至关重要的。
辐照腐蚀是指在高能辐射和高温的条件下，材料会遭受辐射损伤和化学腐蚀，导致材料性能下降。
而在多维合环境下的辐照腐蚀则更加复杂，可能包括气体、水蒸气、液态金属、颗粒杂质等多种因素的影响。
以镍基合金Inconel 690为例，该材料在多种环境下的辐照腐蚀机理已经得到了深入研究。
其中，以下三种因素被认为是导致Inconel 690腐蚀和失效的关键因素。
（1）铬的丧失铬是抵御化学腐蚀的重要元素之一，但当它遭受高能辐射时，可能会遭受丧失。
这是因为辐照会导致合金中的晶格不稳定，碰撞会打散晶格，并将一些铬原子击出合金中。
如果缺失的铬原子数超过一定程度，镍基合金覆盖的保护性氧化层就会被破坏，从而导致化学腐蚀的发生。
（2）气体影响在多维合环境下，气体组分和流量的改变极大地影响了反应堆材料的腐蚀和失效。
例如，反应堆中的氢气和水蒸气都是镍基合金的重要腐蚀因素。
在高温和高辐射下，氢和水蒸气可能会与材料表面的氧化铬相互反应，从而形成铬间充聚物和其他有害物质，导致材料腐蚀加速。
（3）微观结构变化高能辐射会改变合金的晶体结构和缺陷密度，从而影响合金的性能和稳定性。
在镍基合金中，辐照可能导致位错和空位的形成和积累，进而影响合金的强度、韧性和抗腐蚀性能。
此外，辐照还可能导致材料中金属间化合物的析出，从而也会导致腐蚀的加速。
综上所述，镍基合金在多维合环境下的腐蚀失效机理是一个极其复杂的问题。
为了解决这个问题，研究者需要对材料进行多种表征技术和测试方法，以了解材料的微观结构和化学成分。
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。
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究1. 引言在核能开发领域，反应堆是重要的能源生产工具。
然而，放射性物质的存在以及高温、高压、高辐照等多种环境因素对反应堆材料的耐腐蚀性能提出了极高的要求。
镍基合金作为一种重要的反应堆材料，在复杂的辐照环境下，面临着压力应力腐蚀、辐照引起的各种变形以及脆化等多方面的挑战。
本文将针对多维合环境下反应堆中使用的镍基合金进行研究，探索其辐照加速腐蚀失效机理。
2. 镍基合金的研究现状（1）镍基合金在反应堆中的应用反应堆压水容器、循环水系统以及燃料元件等都采用镍基合金作为材料。
镍基合金在高温高压下具有良好的耐腐蚀性能，可以有效地抵御腐蚀、热应力等多种因素对材料的损害。
（2）镍基合金的腐蚀与失效然而，在多维合环境下，镍基合金也会出现各种程度的腐蚀现象，从而导致材料失效。
反应堆中的辐射环境、高温、高压下的腐蚀、加速过程中的变形等都会影响镍基合金的耐腐蚀性能。
腐蚀后，反应堆材料内部表面发生了各种化学反应，从而导致微观结构的改变，引发了材料的失效。
3. 反应堆环境下镍基合金的腐蚀失效机理（1）辐射效应反应堆辐射会对镍基合金的中微子反应、离子辐照等造成影响，从而导致材料的变形和腐蚀。
辐射造成了材料内的位错和晶粒缺陷，使得学风更加松散，其排列密度降低，从而形成了自耗辐射阻力。
自耗辐射阻力是阻碍新位错或缺陷的移动和重新排列的障碍，从而导致了材料的加速失效。
（2）腐蚀效应在反应堆中，除了辐射因素外，高温、高压下的腐蚀也是导致镍基合金失效的主要因素。
在水中，反应堆中的氧化成分、硫化成分及杂质等都会对反应堆材料造成腐蚀。
同时，反应堆材料表面致密的表面保护层也可能被破坏，从而导致材料局部腐蚀和失效。
（3）变形效应反应堆材料的变形是由于温度变化、压力变化、辐射等引起的。
变形会导致材料的应力集中，从而引起材料的腐蚀和失效。
例如，在通常情况下，镍基合金制品的塑性损伤主要是由于微观应力集中所导致。
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。
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究随着核电站的建设和运行，反应堆用材料的可靠性和安全性问题日益引起人们的关注。
其中，镍基合金由于其优异的抗腐蚀、高温稳定性和良好的耐腐蚀性能，在反应堆中得到了广泛应用。
但是，在多维合环境下，如辐照、高温、氧化和腐蚀等多种因素的共同作用下，镍基合金材料的耐腐蚀性能将受到影响，失效现象也会频繁发生。
本文主要介绍反应堆用镍基合金在辐照加速腐蚀失效机理的研究进展，并针对其中一些重要的方面进行阐述。
一、辐照对镍基合金腐蚀性能的影响反应堆中的辐照环境会对镍基合金材料的微观结构和化学成分产生影响，从而影响其腐蚀性能。
如一些研究表明，辐照会加速晶界腐蚀、孔洞腐蚀和应力腐蚀开裂等失效过程。
此外，辐照还会产生氦（He）或氢（H）等气体，导致材料的膨胀和改变腐蚀性能。
二、腐蚀环境对镍基合金腐蚀性能的影响反应堆中，腐蚀环境一般由高温、高压、酸碱溶液或气体等多种因素组成。
这些腐蚀环境对镍基合金材料的腐蚀性能具有重要影响。
如高温和酸性环境下，可以导致表面氧化和锈层的破坏，加速材料的腐蚀过程。
另外，一些存在于环境中的杂质和杂质元素，如氯（Cl）或氟（F）等，也会显著影响镍基合金材料的腐蚀性能。
三、多维合环境下镍基合金的辐照加速腐蚀失效机理研究在反应堆的多维合环境下，镍基合金材料的腐蚀失效机理非常复杂，需要通过实验和模拟等手段进行研究。
对于辐照加速腐蚀失效机理的研究，主要包括以下几个方面的内容：1. 组织结构和化学成分对腐蚀失效的影响组织结构和化学成分对腐蚀失效机理具有重要影响。
一些研究表明，在某些环境下，材料的微观结构和化学成分会影响其氧化膜的形态和性质，从而影响了腐蚀率和腐蚀失效的形式。
2. 辐照对腐蚀失效机理的影响辐照会影响镍基合金材料的微观结构，从而导致腐蚀失效机理发生改变。
一些研究表明，辐照会导致微观结构的失稳和孔洞的形成，从而促进了腐蚀失效的发生。
3. 腐蚀环境对腐蚀失效机理的影响不同的腐蚀环境会导致不同的腐蚀失效机理。
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究核聚变作为一种清洁、可持续的能源形式，备受科学家们的关注。
然而，核聚变反应堆中的材料辐照效应给其应用带来了一定的挑战。
本文将探讨核聚变反应堆中材料辐照效应的研究，以及相关的挑战和前景。
在核聚变反应堆中，高能中子在与材料相互作用时会引起辐射损伤。
这些损伤可能导致材料的物理和化学性质的变化，限制了反应堆的寿命和性能。
因此，研究材料的辐照效应对于设计和改进核聚变反应堆至关重要。
为了研究材料的辐照效应，科学家们采用了多种技术和方法。
其中一种常用的方法是利用离子束辐照实验。
通过将高能离子束轰击样品，科学家们可以模拟中子辐照对材料的影响。
这种方法可以用来评估材料的辐照损伤程度、研究辐照引起的晶格结构和组织的变化等。
除了离子束辐照实验外，还有其他一些研究方法被广泛应用于材料的辐照效应研究中。
例如，透射电子显微镜（TEM）和扫描电子显微镜（SEM）可以用来观察材料的微观结构和缺陷。
X射线衍射（XRD）和拉曼光谱等技术可以进一步揭示材料的结构变化和晶格畸变。
材料的辐照效应主要表现为晶格缺陷的形成和累积。
在辐照过程中，中子会与材料中的原子相互作用，撞击原子并将它们从原子晶格中击出。
这些撞击所产生的空位和间隙被称为位错。
位错的积累会导致材料的机械性能下降，使其容易变脆和脆裂。
此外，辐照还会引起材料的微观结构和宏观性质的变化。
例如，辐照会导致材料的晶格变形和畸变，使金属材料的电导率下降，导致半导体材料的导电性能发生改变。
辐照还会引起材料的气泡形成和膨胀，从而降低材料的密度和强度。
面对材料辐照效应带来的挑战，科学家们不断努力寻找新材料和改进材料性能，以提高核聚变反应堆的效率和可靠性。
一些研究重点是寻找抗辐照材料和开发辐照后自愈合能力的材料。
这些材料可以通过自愈合或结构重新排列来减轻或修复辐照引起的损伤。
此外，模拟辐照损伤并预测材料性能的数值模拟方法也取得了重要进展。
通过建立数学模型和计算方法，科学家们可以预测材料在不同辐照条件下的性能变化，并优化材料的设计和配方。
核聚变反应中不同粒子源对钨内衬壁的辐射损伤研究
2021年6期创新前沿科技创新与应用Technology Innovation and Application核聚变反应中不同粒子源对钨内衬壁的辐射损伤研究*臧真麟1，Jaime Marian 2，刘志林1*（1.西藏农牧学院水利土木工程学院，西藏林芝860000；2.Department of Materials Science and Engineering UCLA ，美国洛杉机90050）1概述当今世界上，能源短缺问题是人类面临的巨大问题之一。
矿物燃料已探明储量正在逐渐减少[1]。
随着现代科学技术的发展，随着现代技术的发展，人类对清洁能源的需求越来越迫切[2]，核聚变作为其中效率最高的能源，走进了人们的视野。
（核聚变能源相对于核裂变和其他能源，在交互环境、安全和经济方面具有显著的优势，这使得核聚变有成为长期能源的潜质[3]。
21世纪初，国际热核聚变实验堆计划（ITER ）在35个国家和地区的合作下成立，专注于核聚变能源的研究和开发。
托克马克在运行中面临着许多问题，辐射损伤是其中最难以解决的问题。
当暴露在大等离子体热量和粒子通量时，内衬壁不应出现任何大规模的故障或腐蚀，以保护外层容器部件免受辐射损伤[4]。
所以等离子体和磁体之间的内衬壁的选择是非常重要的。
钨具有最高的熔点和最低的蒸气压。
由于W 溅射的入射离子能量分布低于阈值（100eV ），钨在分离模式下有望免受物理侵蚀[5]，这使它比其他任何金属更适合内衬墙。
本文综述了氦、氢等粒子源以及其他混合粒子源对钨表面的辐照损伤。
研究了钨在辐照损伤过程中钨表面形貌的变化及其损伤产物。
2氦粒子源(He )2.1表面形态氦离子照射下钨表面形成的纳米卷须一直是科学研究的对象之一。
在等离子体的照射下，钨的表面逐渐纳米卷须化，抛光的表面转变为几乎纯钨的互连纳米结构层。
纳米结构的生长取决于入射的等离子体物质，这些物质必须通过纳米结构网络扩散到钨本体，然后才能发生进一步的结构生长。
聚变堆结构材料力学性能及缺陷效应
聚变堆结构材料力学性能及缺陷效应316LN奥氏体不锈钢以其优异的热学性能,强度、韧性及塑性力学性能而成为国际热核聚变实验反应堆(ITER)第一壁候选结构材料。
作为反应堆器壁材料,复杂的中子辐射环境对反应堆器壁材料的辐照损伤会削弱其力学以及抗辐照损伤性能。
而器壁材料力学性能以及抗辐照能力的下降给核反应堆的安全性问题提出严峻的挑战。
基于此,有必要研究以316LN奥氏体不锈钢为代表性的反应堆第一壁材料的基本力学性质和辐照效应。
316LN奥氏体不锈钢成份以及结构的多样性使得原子尺度的研究较为复杂。
本论文结合实验结果,通过分析实验数据而提出随机固溶思想来描述该体系。
基于原子尺度的第一性原理模拟,通过分析诸如弹性常数、理想强度、柯西压力、体模量、剪切模量以及两者的比值等表征力学性能的物理量,以及模拟真实的核辐照环境下损伤带来的空位及间隙缺陷效应,发现316LN不锈钢较之纯铁具有很高的展性。
核辐照环境下产生的不同缺陷类型对力学性能产生不同的影响：空位的存在增加316LN不锈钢的展性；而间隙(Fe、H、He)的引入会提高其杨氏模量。
低活化的马氏体/铁素体不锈钢是以铁磁体心立方Fe-Cr(7-12 wt.% Cr)二元合金为基础并且含有诸如W,V,Si,C等微量元素。
此类低活化钢在辐照环境下具有优良的抗辐照肿胀和抗辐照脆性以及很好的热力学性质亦成为核聚变器壁结构候选材料。
大量的实验以及部分理论研究表明,不锈钢当中Cr元素含量能调节其力学性能以及抗辐照效应。
基于反应堆的安全性考虑以及Cr含量对器壁材料力学性能的重要意义,本论文采用第一性原理研究Fe-Cr合金体系的力学性能随Cr含量增加的变化趋势。
采用类似于316LN不锈钢的随机固溶思想研究Fe-Cr(0≤x≤0.156)合金体系。
在不同Cr含量的条件下,计算表征其晶体结构信息的晶格常数以及描述力学性能的弹性常数。
研究表明,Cr的引入导致Fe-Cr合金体系的晶格常数较之于纯体心立方铁固体有所膨胀；相应的杨氏模量和剪切模量存在着非线性增加的趋势。
国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应
摘 要
介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料 316 不 锈钢 (316SS) 经 650 ℃高温、 积分中子注量 3.1×1021 n/cm2 (En＞0.1 MeV) 的辐照概况，以及辐照后在 650 ℃与室温下的拉伸力学性能 试验和金相检查的结果及评述。
关键词：316 不锈钢 中子注量 力学性能 金相检查
(In Chinese)
中 国 核 情 报 中 心 China Nuclear Information Centre
10
CNIC-01716 SINRE-0107
国产快堆燃料元件包壳材料 316 不锈钢的中子辐照效应
毛林彬 杨治全 单润华 税忠伟 尹顺玖 鲁长龙 (中国核动力研究设计院，成都，610005) 彭小明
ABSTRACT
The irradiation experiments on the homemade 316 stainless steel of six kinds of chemical composition with different treatment technology used for fast reactor fuel element cladding material are introduced. The materials have been irradiated in the High Flux Engineering Test Reactor (HFETR) to a fluence of 3.1 × 1021 neutorn/cm2 (＞0.1 MeV) at 650 ℃ and subsequently tension has been tested at the same irradiation temperature and room temperature. Microstructure of the some tensile specimens were examined. The experiment results are analyzed and assessed.
核聚变堆面向等离子体钨基材料氢氦效应的第一性原理研究
核聚变堆面向等离子体钨基材料氢氦效应的第一性原理研究刘长松;吴学邦;尤玉伟;孔祥山【摘要】钨基材料以其高熔点、高导热率、良好的抗中子辐照和抗溅射腐蚀等优异性能,被视为未来核聚变装置中最有前景的面向等离子材料.在聚变服役环境下,14MeV的高能中子以及低能氢/氦粒子流对钨基材料造成严重的辐照损伤.研究材料的辐照损伤与氢氦效应机理对揭示辐照引起材料微观结构与性能的变化以及探索开发新型抗辐照材料具有重要的意义.近年来,随着计算模拟技术的发展,多尺度模拟方法在聚变堆材料辐照损伤与氢氦效应机理研究方面有着广泛的应用.本文主要结合作者近几年的研究实践,介绍了第一性原理方法在钨中氢氦效应机理方面的一些进展,揭示了钨中基于空位和杂质的氢/氦泡级联成长机制,建立了过渡族合金元素与辐照点缺陷以及与氢/氦相互作用数据库,从而为高性能钨基材料合金化元素的筛选及其制备实践提供理论指导.【期刊名称】《安徽师范大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2016(039)004【总页数】8页(P307-314)【关键词】面向等离子体材料;钨;氢氦效应;辐照损伤;第一性原理【作者】刘长松;吴学邦;尤玉伟;孔祥山【作者单位】中国科学院固体物理研究所,中国科学院材料物理重点实验室,安徽合肥230031;中国科学院固体物理研究所,中国科学院材料物理重点实验室,安徽合肥230031;中国科学院固体物理研究所,中国科学院材料物理重点实验室,安徽合肥230031;中国科学院固体物理研究所,中国科学院材料物理重点实验室,安徽合肥230031【正文语种】中文【中图分类】O539引言随着传统化石能源的逐渐枯竭以及人类对能源需求的不断增长，能源问题已成为人类生存与发展的重大问题之一.核聚变能被认为是可以最终解决人类能源问题的重要途径之一.利用强磁场约束高温等离子体的托卡马克(Tokamak)是最有希望实现受控热核聚变反应的装置[1].由于其技术复杂和条件苛刻，磁约束托卡马克装置仍面临一些急需解决的关键问题.其中，聚变堆材料问题，尤其是面向等离子体材料(PFMs)，是制约托卡马克装置性能及其发展的关键问题之一[2].PFMs作为直接面对高温等离子体的第一壁、偏滤器等的护甲材料，其工作环境极其苛刻，遭受着高温、高热负荷、强束流粒子与中子辐照等综合作用.研究表明国际热核聚变实验堆(ITER)偏滤器要承受极高的热流(10-20MW/m2)，以及强束流(1022-1024m-2s-1)和低能(<100 eV)离子流的辐照[3].钨(W)以其高熔点、低溅射率和高热导率等优点而被视为未来聚变堆中最有前景的PFM[4-5].ITER和中国东方超环(EAST，中科院等离子体物理研究所)装置中已经使用纯钨作为偏滤器材料.然而，在聚变服役过程中，高能中子将对钨基材料造成严重辐照损伤，导致材料中产生大量的辐照缺陷(如空位和自间隙原子)以及由嬗变反应而产生的大量氢、氦等轻元素，进而对材料的结构与性能造成严重影响.此外，在强束低能氢/氦离子流辐照下，钨基材料的结构也会发生显著变化，如氢/氦聚集引起的起泡、肿胀、硬化、脆化等，导致PFM失效，威胁聚变堆的安全运行[4-5].大量实验研究表明，无论单晶钨还是多晶钨，在氢等离子体辐照下，材料表面都会发生起泡.甚至在低能辐照下，即入射离子的能量远低于它们打出一个空位所需的最低能量时，钨表面仍然产生起泡[6].相比于氢离子，氦离子对材料的辐照损伤更加严重.在氦离子辐照下材料表面出现的纳米丝状结构(文献上称之为Fuzz)会严重影响材料表面的物理和化学性质如热导率、机械性能等[7].近年来，研究发现钨纳米丝的形成与氦泡的融合长大和迁移相关[8].在低能氦离子辐照下，钨表面同样也观察到气泡[9].在氢氦离子和中子协同辐照下，材料的损伤比单一损伤更为严重，且发现钨中氦的沉积深度约为100?，而氢的沉积深度达几个微米[10].然而，关于钨中氢氦气泡的成核和长大、氢氦不同的沉积深度以及氢氦协同效应等微观机理，目前人们尚不清楚.在聚变服役工况条件下，材料同时受到高剂量离位损伤、氢氦效应以及嬗变效应的共同作用.因此，材料的辐照损伤效应是一个极其复杂的过程.材料的微观组织、结构缺陷、辐照剂量、氢/氦聚集、外加温度等多种因素共同决定材料的结构和宏观力学性能.单纯依赖现有的实验方法和检测技术，尚难以系统而全面地认识材料微观结构与宏观性能之间的内在联系，特别是实验上难以直接跟踪和探测原子尺度下缺陷的演化行为.借助现代先进的计算模拟技术来研究材料的辐照损伤微观机理已经成为另外一条重要的途径.多尺度模拟技术已广泛应用于钨基材料的相关研究中[11-13].其中：原子尺度的第一性原理方法研究材料中点缺陷/杂质原子的形成能、扩散路径与激活能、复合团簇的稳定性、聚集和解离行为、缺陷与界面间相互作用等性质；微观尺度的分子动力学模拟初级离位损伤的产生、级联位移过程、点缺陷的迁移和团聚、缺陷团簇的稳定性和迁移率、杂质/缺陷与位错/晶界之间的相互作用等；微观和介观尺度的蒙特卡洛方法和速率理论方法研究缺陷和位错的扩散、氢/氦杂质的长时间迁移、微结构的演化等；介观尺度的三维位错动力学方法研究材料微结构与宏观力学性能的对应关系；宏观尺度的连续介质力学和有限元等方法评估聚变堆各功能模块在实际运行环境中的表现.近年来，基于密度泛函理论的第一性原理方法已经成为材料辐照损伤机理研究的有力工具，其最大的特点是从最基本的热力学原理出发，以计算量子力学为手段，对体系能量、晶体结构、电子结构等进行无参数的精确计算.其计算过程不需要引入任何经验型参数，计算结构依靠能量准则或原子间力收敛准则.结合合理的物理和热力学模型，则可对材料的宏观物理与化学性质进行直接的理论预测[14].在模拟材料辐照损伤的微观物理机制，特别是杂质、空位、自缺陷原子之间及其与晶格之间的相互作用方面，第一性原理计算可以发挥很大的作用[12-13].例如：法国原子能委员会萨克莱研究所的Fu和Willaime等人系统研究了氦在α-Fe晶格中的溶解与扩散行为，获得了氦原子的最稳定间隙位、结合能、扩散路径和势垒等一系列重要参数，并进一步考虑了氦与空位团簇、自间隙原子的相互作用，考察了氦-空位复合团簇的稳定性规律，其理论结果能够很好地解释实验上氦的热脱附谱结果[15].北京航空航天大学吕广宏课题组系统研究了钨单晶和晶界中氢/氦行为，提出氢泡成核长大的空位捕获机制和应变诱导级联机制[16-17].本文主要介绍近年来我们课题组利用第一性原理方法研究钨中氢氦行为的一些进展，如钨中氢氦气泡的成核长大机制、氢溶解与扩散性质、合金元素-辐照缺陷-氢/氦之间相互作用等，来阐述第一性原理模拟技术在钨基材料辐照损伤研究中的重要作用.由于氢氦气泡的形成对金属材料的微结构与力学性能造成严重影响，因此，金属中氢氦气泡的形成机制是一个非常重要的研究课题.目前，关于氢氦气泡的成核与生长机制仍然不清楚.一般来说，气泡的形成需要存在一个过饱和区域，即成核点.金属材料中的固有缺陷(合金元素、杂质等)以及辐照缺陷(空位与自间隙)都可以作为其成核点.针对金属中氢氦气泡的成核和生长机制，目前大量的研究工作都集中在氢/氦与空位的相互作用上，而很少关注空位-氢或空位-氦团簇近邻钨原子的稳定性.人们发现钨中单空位最多可容纳氢原子的个数大约为10-12个[18]，而这些氢原子相对于氢气泡而言氢含量非常小.要想达到实验观察到的氢气泡，需要进一步认识从空位捕获氢原子到氢气泡形成长大的过程.基于第一性原理方法我们研究了钨中空位团簇的形成能力.图1是钨中两个空位之间的结合能随两者之间距离的变化关系曲线.由图可见，空位与空位之间是排斥作用，且空位之间的作用距离是7.5?.这表明空位之间很难自发聚集长大.此外，我们还研究了钨中单空位对氢/氦原子的捕获能力.研究发现单个钨空位可容纳12个氢原子.相比于氢，氦在钨空位中的捕获能更低，且单空位中可容纳14个氦原子，这意味着它更容易在单空位中聚集.虽然单空位中氢/氦很难聚集成泡，然而空位-氢和空位-氦复合体(Vac-Hn和Vac-Hen)则可能产生超量空位，从而导致氢/氦原子的聚集成核与长大.图2是钨中Vac-Hn和Vac-Hen复合体的近邻空位形成能随空位中氢氦原子数目之间的变化关系.由图可见，单空位中不含氢/氦时，其第一和第二近邻空位形成能分别为3.16eV和3.52eV.这表示单空位很难自发长大形成空位团簇或更大的空洞.然而，随着空位中氢/氦原子数目的增加，Vac-Hn和Vac-Hen 复合体的第一和第二近邻空位形成能逐渐下降.当n增加到9和4时，Vac-Hn和Vac-Hen复合体的第一和第二近邻空位形成能分别下降至负值.近邻空位形成能的急剧降低意味着复合体周围的空位格点极不稳定，易产生一个新空位从而演化成双空位-氢或双空位-氦复合体.该复合体可以继续捕获氢/氦原子导致三空位的产生.这样空位复合体进一步长大，而长大后的复合体再捕获氢/氦原子，复合体再长大再捕获，直至氢/氦气泡的形成.因此，氢/氮原子可以通过空位“捕获→长大→再捕获→再长大→…”的级联机制长大成泡.由于间隙氢/氦原子可以降低其近邻空位的形成能，因此上述机制可以定性解释实验上观察到的在低能氘/氦离子辐照下，钨表面仍然产生气泡的现象.此外，我们还研究了钨中主要间隙杂质原子(氧、碳和氮)对氢泡成核的影响[19].图3是钨中Vac-Hn复合体和Vac-LE-Hn复合体的缺陷形成能(LE为间隙杂质原子).由图可见，当n≤4时，Vac-LE-Hn复合体的形成能基本不变；当n>4时，复合体形成能随捕获H原子个数的增加而快速增大.特别对于Vac-O-Hn复合体，其缺陷形成能都小于空位形成能，且降低幅度较大，最小值为0.45eV.这些结果表明，空位中的间隙杂质原子能显著增加整个缺陷的热稳定性，这意味着其热平衡浓度增加.例如，钨中氢原子引入后，可以使体系中整体的空位浓度从10-54提高到10-39.但是氧和氮原子可以使空位浓度再次增大，特别是氧原子可以使空位浓度增大到10-7.由此可知，间隙杂质原子的引入能显著增加空位浓度，使得氢捕获点增多，从而增大氢滞留量.因此，杂质可以进一步促进空位诱捕氢/氦原子的能力，最终形成氢/氦泡.钨中氢同位素滞留问题是面向等离子材料研究领域的热点之一.氢滞留会引起材料的氢脆、起泡、肿胀等问题，导致PFM失效.同时，氚价格昂贵且具有放射性，大量滞留在PFM 中还会造成燃料的损失和对周围环境潜在的放射性危害.因此研究钨中氢滞留行为并寻找有效抑制氢滞留的方法对实现可控热核聚变具有重要意义.为了研究钨中的氢滞留行为，首先需要了解钨中氢溶解和扩散性质.溶解度和扩散系数作为两个最基本的物理参数，它决定了氢在钨中的溶解系数和复合系数.关于钨中氢的溶解度，目前实验数据较少，且由此得到的激活能数据相差较大(变化区间为0.03-1.04eV)[20-23].此外，钨中氢的扩散系数实验数据也十分有限.基于氢脱气与渗透实验，人们获得了钨中较高温度区间(850-2500K)氢的扩散系数[20,22,24-26].近年来，基于氚示踪技术，研究人员获得了较低温度区间(298-673K)氢的扩散系数[23,27-29].目前，虽然人们已经获得了一些氢溶解度和扩散系数的实验数据，但是由于所用实验方法的不同，所获得的溶解能与扩散激活能数据往往差别很大.此外，由于钨中氢溶解度较低且表面捕获效应严重，这使得实验上很难精准地测量其扩散系数，特别是低温端数据.基于第一性原理方法，我们研究了钨中氢的扩散和溶解性质，并采用准简谐近似方法考察了温度对其影响规律[30].图4是钨中氢的溶解能和扩散激活能随温度的变化关系图.由图4(b)可见，随着温度的升高，位于四面体和八面体位置的氢溶解能逐渐降低，这表明氢的溶解随温度的上升变得更加容易.相对于八面体位置，四面体位置氢的溶解能更低；且随温度升高，其降低速率快于八面体位置.这意味着随着温度的升高，四面体位置的氢更加稳定.由图4(c)可见，钨中氢的两个扩散路径(路径1：四面体间隙跃迁到第一近邻四面体位置；路径2：四面体间隙跃迁到第二近邻四面体位置)的扩散激活能随温度的升高逐渐增大.相比路径2，路径1的激活能要小，且在高温下两者的差值越来越大.这表明随着温度的升高，钨中氢在近邻四面体间隙之间的扩散所需能量值逐渐增加，且路径1为氢的优先扩散路径. 基于Sievert定律我们计算出300-2700K温度范围内氢的溶解度，如图5(a)所示.由图可见，氢的溶解度与温度的依赖关系近似遵从Arrhenius关系式.拟合得到的指数前因子和激活能分别是9.9×10-3和1.25eV，与Frauenfelder的实验结果几乎一致[20].然而，计算得到的氢溶解度数值相对于Benamati的实验结果(850-885K)则要低3个数量级[24].这表明该温度范围内材料中的缺陷如空位、位错和晶界可能对氢滞留量起主导作用.此外，基于Wert-Zener模型和过渡态理论我们也计算出300-2700K内氢的扩散系数，如图5(b)所示.通过考虑温度效应并基于随温度变化的激活能数值，计算所获得的扩散系数在高温侧(>1500 K)与Frauenfelder等人的实验值一致[20].这表明通过计算模拟，人们可以准确描述钨中间隙氢的扩散性质.然而，在低温测(<1500K)，计算值明显要高于实验值，且不同的实验数据之间存在很大差异.这些结果表明低温下氢的扩散很大程度上受到缺陷捕获效应的影响，即低温下空位、位错和晶界等缺陷通过捕获氢、阻滞氢的扩散进而降低氢的扩散系数.因此，我们对低温端氢的扩散系数进行缺陷捕获效应的修正.基于氢的热脱附谱实验结果，我们主要考虑两种类型的缺陷：一类是溶质、位错、界面等，它们可作为氢的弱捕获点，捕获能约为0.5eV；另一类是空位等，它可作为氢的强捕获点，捕获能约为1.3eV.有意义的是，由弱捕获效应修正后的氢扩散系数与300-600K范围内的实验数据一致；而强捕获效应修正后的扩散系数与800-1200K范围内的实验数据一致，如图5(b)所示.这些结果充分表明材料中的缺陷如杂质、空位等严重影响氢在300-1200K温度区间的扩散行为.合金化被认为是提高钨基材料性能的一种重要途径，同时钨在中子辐照下会嬗变一些新元素如铼、锇等.这些合金/嬗变元素不可避免地要与辐照缺陷、氢/氦等之间相互作用，影响它们的聚集与扩散性质，进而改变材料的性能.因此，研究合金/嬗变元素与辐照缺陷以及与氢氦之间的相互作用显得尤为重要.在中子辐照下，材料中主要产生空位型和间隙型两类辐照缺陷.这些缺陷会向捕获阱(位错、晶界、表面等)处扩散、聚集，进而复合.然而，钨中空位的扩散系数要远远小于间隙扩散系数，这样导致间隙型缺陷会迅速扩散到捕获阱中，从而聚集形成间隙位错环、表面疤等；同时大量的空位在材料内部滞留聚集成空洞.基于第一性原理，我们首先研究了过渡族合金元素(3d:Ti-Cu，4d：Zr-Ag，5d:Hf-Au)在钨中的溶解性质[31].研究结果表明周期表中IVB、VB和VIB 族元素不倾向于在钨块体内聚集；而VIIB、VIII、IB和IIB 族元素倾向于在块体内聚集，形成团簇.通过研究钨中过渡族元素与空位及与自间隙原子之间的结合能，我们发现过渡族合金元素与钨中的空位和自间隙<111>挤列子之间大都相互吸引，且过渡族元素与空位的结合能远小于其与间隙原子之间的结合能[31].由此，我们推测过渡金属合金原子能够通过与空位协同扩散的方式，促进空位扩散，同时也能钉扎间隙型缺陷，阻碍间隙扩散.因此，合金元素可以缩小空位和间隙之间的扩散系数差异，提高缺陷复合几率，降低辐照缺陷浓度，从而提高材料的抗辐照性能.在研究合金元素与点缺陷相互作用规律过程中，我们发现具有较大电负性的溶质原子倾向与空位结合，而具有较小金属半径的溶质原子倾向与自间隙结合.电子相互作用在溶质原子与空位相互作用中起主导因素；而弹性相互作用控制着溶质原子与自间隙间的相互作用.此外，计算获得的合金元素与点缺陷相互作用数据库，主要包括多种缺陷簇的稳态亚稳态缺陷构型及其能量学基本参数(形成能、结合能、作用半径等)和动力学基本参数(扩散机制、扩散激活能以及扩散系数等)，可作为更高时间和空间尺度计算模拟的输入参数(如蒙特卡洛，速率理论等).基于第一性原理方法，我们研究了过渡族合金元素对钨中氢/氦的溶解和扩散性质的影响[32-34].图6是钨中过渡族元素与氢/氦之间的结合能.由图可见，除了Re 和Os两种元素外，其它合金元素与氢/氦之间的结合能都为正值，这表明合金元素与氢/氦之间是相互吸引的.此外，对于3d、4d和5d族元素，随着原子序数的增加，它们与氢/氦之间的结合能都展现出相同的“波浪型”变化趋势.整体上，合金元素与氦之间的结合能远大于其与氢的结合能，且3d族元素与氢/氦结合能大于4d和5d族元素.这表明合金元素对氦的捕获效应更强；相对于4d和5d族元素，3d族元素对氢/氦具有更强的捕获效应.此外，我们还探讨了钨中常见合金元素Re、Os、Ta、Ti、V和Hf对氢扩散行为的影响.图7是纯钨以及常见钨合金中氢扩散系数随温度的变化关系图[34]，合金元素浓度设为104appm.由图可见，Re和Os对氢扩散没有明显影响，Ta略微降低氢的扩散系数，而Ti、V和Hf会显著降低氢的扩散系数.因此，一方面，合金元素可作为氢的捕获点，降低体系中氢的扩散系数，导致氢滞留量增大.另一方面，合金元素能缩小钨中空位与自间隙之间的扩散系数差别，提高缺陷的复合概率，降低缺陷密度，进而减小氢滞留量.该理论结果可以很好解释近期的一些实验现象.在W-Ta合金的氘滞留实验中，人们发现在低能低离子通量的氘等离子辐照下，W-Ta合金中的氘滞留量远大于纯W体系[35]；而在低能高离子通量辐照下，W-Ta合金中的氘滞留量则远小于纯W体系[36].这是因为，在低离子通量辐照下，材料中固有缺陷对氘的滞留量起主导作用.由于合金元素Ta可作为氘的捕获点，因此合金元素的引入会使得材料中氘捕获点的增多，导致氘滞留量的增加.然而，在高离子通量辐照下，材料中辐照缺陷浓度远大于固有缺陷.这时，辐照缺陷对氘的滞留量起主导作用，而Ta的引入能够降低材料中的辐照缺陷浓度，使得合金中氘滞留量低于纯钨.为了揭示钨中合金元素与氦之间相互作用的内在本质，我们考察了合金元素与氦的结合能与其电子结构之间的关联性.图8是钨中替代位合金元素与He的结合能随相对电荷密度之间的变化关系图[32-33].由图可见，合金原子与He之间的结合能正比于He原子所在位置的电荷密度，即He更易在电荷密度较低处聚集.此外，还发现Re、Ta、Mo、Nb、Os与Tc等元素与氦之间结合能的数值较低，这表明这些元素对氦的捕获效应比较弱.扩散计算表明Re/Ta处He的迁移与扩散行为几乎不受影响；而Os，Ti和V对He有明显的捕获作用，阻碍氦的扩散.综合分析钨中合金元素与氢/氦之间相互作用，我们认为相对于其他元素，Re和Ta更合适作为钨的潜在合金元素，且Ta的引入可以调节中子辐照下钨基材料中Re和Os的浓度.必须指出，上述理论计算结果对高性能钨合金的设计提供了新思路，但是，还需要精确设计实验来考察合金材料在聚变环境下的服役性能，从而确保材料具有良好的力学与抗辐照性能.近十多年来，随着并行计算科学与技术的迅速发展，第一性原理计算方法已经成为核聚变堆中等离子体与壁材料相互作用研究领域的一个可靠的理论手段，它可准确描述材料在辐照下产生的纳米量级缺陷的结构，辐照缺陷或缺陷团簇之间的短程相互作用，以及它们的迁移路径，而实验上很难探测该尺度下材料中辐照缺陷的结构及其演化行为.通过研究与评估材料辐照损伤行为，第一性原理方法往往能揭示出材料在不同温度与辐照剂量下的损伤机制.本文主要结合作者近几年的研究实践，简要介绍了第一性原理方法在钨中氢氦气泡的成核长大机制、氢溶解与扩散性质以及合金元素-辐照缺陷-氢/氦之间相互作用等方面的一些进展.然而，第一性原理方法也存在一些不足：1)模拟体系较小，通常只有100-200个原子.2)无法考察温度效应，目前大部分第一性原理计算都是在0 K下模拟的，需要发展合适的热力学模型来预测材料在室温或更高温度下的结构与性质.3)很难处理缺陷的团簇行为如结构稳定性与扩散性质.当体系中的缺陷团簇较大时，找到最稳定的团簇构型将变得非常困难，处理团簇的扩散性质也变得更加复杂.因此，迫切需要发展贯穿微观-介观-宏观时空尺度的多尺度模拟程序，来研究材料在聚变环境下的结构演化特征与性能变化规律，揭示材料力学性能降级或失效的机理，为聚变堆材料的筛选、研发与服役性能的评估提供理论指导.【相关文献】[1] 李建刚.托卡马克研究的现状及发展[J].物理,2016,45:88-97.[2] 吕广宏,罗广南,李建刚.磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展 [J].中国材料进展,2010,29:42-48.[3] ZINKLE S J, SNEAD L L, Designing radiation resistance in materials for fusion energy[J]. 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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。
核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火研究
核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火研究核聚变反应堆是一种能够模拟太阳反应并产生大量能量的装置。
在核聚变反应堆中，高能粒子的辐照会对材料产生损伤，而退火是一种修复这些损伤的方法。
因此，研究核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火是十分重要的。
首先，让我们来了解一下辐射损伤是如何发生的。
核聚变反应堆中，高能中子和离子会与材料原子发生碰撞，从而使原子受到辐照损伤。
这些损伤可以分为两类：晶格缺陷和辐射诱发的化学变化。
晶格缺陷包括点缺陷（空位、间隙原子等）和线缺陷（位错、晶界等），而辐射诱发的化学变化包括原子的位移、替代和化学反应等。
辐射损伤会引起材料的物理性质和力学性质的变化。
例如，材料的导电性、热导率、热膨胀系数等物理性质会发生变化，而材料的硬度、弹性模量、断裂韧性等力学性质也会受到影响。
此外，辐射损伤还会导致材料的微观结构和晶体结构的改变，从而影响材料的宏观性质。
为了修复辐射损伤，退火是一种常见的方法。
退火是通过加热材料使其达到一定温度，然后缓慢冷却，以降低材料的内应力和晶格缺陷密度。
在退火过程中，晶格缺陷会重新排列，辐射诱发的化学变化会被修复，从而恢复材料的原始结构和性质。
退火的效果取决于退火温度和时间。
一般来说，较高的退火温度和较长的退火时间可以更好地修复辐射损伤。
然而，过高的退火温度和过长的退火时间可能会导致材料的晶体长大，从而降低材料的强度和韧性。
因此，在实际应用中，需要找到合适的退火条件来平衡材料的修复效果和性能。
退火对于不同材料的效果也有所差异。
在金属材料中，退火可以有效地修复辐射损伤，恢复材料的强度和塑性。
在陶瓷材料中，退火的效果相对较差，因为陶瓷材料的化学键比金属材料的键能更高，因此辐射损伤更难以修复。
然而，通过合理的退火条件和添加合适的添加剂，可以改善陶瓷材料的退火效果。
此外，退火还可以用作材料的处理方法，以提高材料的性能。
通过特定的退火条件，可以改变材料的晶粒尺寸和相含量，从而调控材料的力学性能和热学性能。
材料与水化学 第2讲 金属材料的辐照损伤
非晶体
纯铁金属的晶体结构
晶胞
空间点阵、 空间点阵、晶格
晶体原子排列
纯铁的显微组织
晶界、晶粒、 晶界、晶粒、取向
7个晶系 种布拉菲点阵 个晶系14种布拉菲点阵 个晶系
立方 四方 三方 简单六方 正交 单斜 三斜 a=b=c a=b≠c a=b=c a=b, γ=120° a≠b≠c a≠b≠c a≠b≠c α=β=γ=90° =β=γ=90° α=β=γ≠90° α=β=90°α=β=γ=90°α=γ=90° α≠β≠γ≠90° α β≠90° 初基 底心
锆合金的微观组织
(a) Recrystallized grain structure of a Zr–1Sn–1Nb–0.2Fe alloy showing a-Zr grains with b-Zr phases as boundary phases. (b) Dislocation structures in the same alloy.
2 a 4
4 12 0.74 8 0.225R 4 0.414R
3 a 4
2 8 0.68 12 0.291R 6 0.154R < 100> 0 . 6 3 3 R < 11 0 >
a 2
1 2
a2 c2 + 3 4
6 12 0.74 12 0.225R 6 0.414R
晶格内形成缺陷
空位、 空位、间隙原子 位错环
沉淀硬化
沉淀析出第二相粒子 成分偏析
嬗变
生成的气体形成孔洞或气泡， 生成的气体形成孔洞或气泡，或在晶界聚集 合金成分改变
辐照与固体物质之间的交互作用
辐照入射粒子包括下列三种: 辐照入射粒子包括下列三种
Hastelloy N合金的离子辐照损伤及辐照后熔盐腐蚀机理研究
Hastelloy N合金的离子辐照损伤及辐照后熔盐腐蚀机理研究熔盐堆是第四代核反应堆国际研讨会提出的六个―候选‖开发的核能系统之一，同时也是中国科学院战略性先导科技专项《未来先进核裂变能》的重要部分，具有核燃料可持续利用、热转化效率高、核废料少、固有安全性等多种优点，钍增值熔盐堆技术是解决未来核燃料短缺的重要途径。
熔盐堆的主冷却剂是一种熔融态的氟化盐，众所周知，高温熔融氟化盐具有极强的腐蚀性。
Hastelloy N合金作为熔盐反应堆中堆芯容器、熔盐回路管道和换热器等结构材料，与液态氟化盐燃料直接接触，高温、辐照以及强腐蚀所引起的Hastelloy N合金的失效问题是影响熔盐堆堆结构材料使用寿命的关键问题。
本论文采用常规正电子湮灭寿命谱、扫描电镜、失重法等多种传统研究手段，结合近年来刚刚兴起的具有高探测灵敏度、高空间分辨本领和样品低损伤分析的第三代同步辐射光源的X射线分析手段，研究He+离子辐照后的Hastelloy N合金在熔盐（FLiNaK）中的耐腐蚀性。
Hastelloy N合金的耐腐蚀性能与其微观结构关系紧密，研究Hastelloy N 合金在反应堆中中子辐照下的微观结构变化可以对合金在反应堆中的失效行为给出评价，预测材料的使用寿命。
由于反应堆内中子辐照实验研究具有周期长、耗费大、感生放射性和实验条件苛刻等不利因素，自1960年起，研究者采用其它粒子，如电子、质子或离子辐照，模拟中子辐照，研究合金的相关性能或机理，这种方法周期短、效率高、低耗费并且实验方案容易实施，近来越来越受到人们的关注。
因此本文用He+离子模拟中子辐照，研究Hastelloy N合金辐照后的微观结构变化与在熔融氟化盐中的耐腐蚀性，从而模拟熔盐堆内中子辐照下的合金熔盐腐蚀，进而推测Hastelloy N合金在中子辐照环境下的耐腐蚀性能。
采用4.5MeV 的He+离子辐照Hastelloy N合金，用SRIM2008程序计算对应辐照剂量0He+cm2、1×1015He+cm2、1×1016He+cm2和5×1016He+cm2的峰值损伤分别约为0dpa、0.05dpa、0.5dpa和2.5dpa，用常规正电子湮没寿命谱仪研究辐照剂量对合金空位大小和浓度的影响。
聚变堆第一壁钨材料辐照损伤与燃料滞留行为研究
聚变堆第一壁钨材料辐照损伤与燃料滞留行为研究聚变堆第一壁钨材料辐照损伤与燃料滞留行为研究引言：聚变堆作为未来可持续能源的热核聚变技术之一，面临着许多材料科学与工程方面的挑战。
其中，聚变堆第一壁材料在高温、高能流以及高辐照等环境下的性能稳定性是一个重要问题。
钨材料作为候选材料之一，其辐照损伤与燃料滞留行为对于保障聚变堆的长期运行具有重要意义。
本文旨在对聚变堆第一壁钨材料的辐照损伤和燃料滞留行为进行综述及研究展望。
一、辐照损伤机理：辐照损伤是指在辐照条件下材料发生的能级变化和移位，进而导致材料物理和化学性质的改变。
在聚变堆环境下，中子的高能撞击引起了钨材料中自由原子的振动，从而形成晶格缺陷。
这些缺陷包括点缺陷、位错和空位群。
随着辐照剂量的增加，材料的机械性能、热导率和膨胀系数等物理性质将发生显著变化。
二、辐照损伤效应：辐照损伤对钨材料的性能产生了显著影响。
首先，辐照损伤导致了钨材料的硬化和脆化。
高辐照剂量下，缺陷密度和尺寸增加，导致材料的屈服强度和延展性下降。
其次，辐照引起的物理结构变化还会影响钨材料的热传导性能和热膨胀系数。
随着缺陷的增多，热传导受阻，材料的热稳定性下降。
此外，辐照损伤还会引起钨材料的微裂纹形成和扩展，进一步损伤材料的力学性能。
三、燃料滞留行为：燃料滞留是指在聚变堆中，氚等燃料粒子在材料中的扩散和滞留现象。
辐照催化了燃料（氚、氦等）在钨材料中的扩散，大大影响材料的宏观行为。
辐照会导致材料表面的溶解与凝聚现象，进而形成不规则的嵌入物。
此外，氚在钨材料中的扩散存在多种机制，如间隙扩散、替位扩散和亚晶扩散等。
研究表明，氚的滞留行为受到温度、辐照剂量和缺陷密度等因素的影响。
四、研究展望：针对聚变堆第一壁钨材料的辐照损伤和燃料滞留行为，今后的研究可以从以下几个方面展开。
首先，可以进一步研究钨材料的辐照损伤机理，利用模拟和实验手段来了解辐照对材料微结构的影响。
其次，可以探索新型的合金设计和纳米结构设计，以提高材料的抗辐照损伤性能。
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究在多维合环境下，反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效现象备受关注。
镍基合金被广泛应用于制造反应堆中的核设备和结构材料。
然而，在长时间的辐照环境下，镍基合金表现出了较为复杂的腐蚀失效现象，这种失效现象不仅涉及到单一的化学物质，还受到多种环境因素的影响。
在反应堆环境中，温度、辐射和化学都会影响镍基合金的腐蚀性能。
其中，温度是影响腐蚀速率的主要因素。
在高温和高能量的辐射环境下，镍基合金的晶界中出现了一系列化学反应，其中比较重要的是辐照介质的氧化还原反应和辐射诱导的氢气生成反应。
这些反应会改变合金的化学成分和微观结构，导致镍基合金的腐蚀失效。
此外，辐射还会导致合金中的位错和缺陷增加，加剧晶界界面上的腐蚀损伤。
同时，辐照环境中还存在其他的化学反应，如硫化反应、酸碱度变化等，也会对镍基合金腐蚀失效产生影响。
其中，硫化反应是导致镍基合金在高温硫化氢环境下失效的主要原因之一。
针对多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效的机理，许多研究成果表明，这种失效机理涉及到许多重要的因素，如辐射、温度、化学环境、合金化学成分和微观结构等。
因此，要准确地描述并预测反应堆用镍基合金在多维合环境下的腐蚀失效机理，需要进行综合的研究。
此外，在镍基合金设计和加工过程中，应该考虑到在多维环境下的使用环境，从而制定相应的材料防护策略，以提高镍基合金的抗腐蚀性能、延长使用寿命。
总之，在多维合环境下反应堆用镍基合金辐射加速腐蚀失效机理的研究中，需要考虑到多种因素。
对于未来的研究，应该在获得更多了解反应堆环境的基础上，进一步深入探讨多维合环境下镍基合金的腐蚀失效机理，以提高反应堆用材料的可靠性和安全性。
聚变堆材料钒合金和铍固体辐照效应的模拟研究
聚变堆材料钒合金和铍固体辐照效应的模拟研究相比传统能源,核聚变能具有原料储量丰富、反应可控和清洁无污染等优点,被认为是解决人类未来能源的终极方案。
为了在聚变装置中成功实现核聚变能,聚变堆面向等离子体材料和结构材料必须能在长期高温和14MeV中子辐照下保持高的热机械稳定性、低的中子活化特性、优良的热力学性能,特别是抗中子辐照性能。
微观上,中子与材料的作用包括弹性碰撞造成的离位损伤和核嬗变反应产生氢、氦杂质；宏观上则表现为材料的肿胀、蠕变、起泡、硬化和脆化。
这就成为物理学、材料科学、化学等多个学科的研究热点。
虽然国内外对聚变堆关键材料已经开展了大量的研究,积累了丰富的实验数据,但对于中子辐照损伤效应的微观机理仍存在许多亟待深入研究的问题。
因此澄清聚变环境下中子辐照材料引起的各种物理过程和微观机理,并加以有效地控制,是未来核聚变能实现的重要环节之一。
目前,低活化钒合金和低原子序数铍分别被作为聚变堆候选结构材料和面向等离子体材料,对它们的深入研究有助于揭示材料从微观行为到宏观性能的演变规律,为高性能聚变材料的设计和改进提供科学依据。
本论文主要选取聚变堆关键材料——体心立方钒和钒合金固体,密排六方铍固体作为研究对象,采用基于密度泛函理论的计算机模拟研究了在原子尺度下H、He、O和C杂质的滞留、扩散和偏聚行为；H/He杂质与空位缺陷的相互作用、氢-空位/氦-空位复合物的团簇化和解离机制；氢泡和氦泡形成的物理起源和微观机理。
最后采用有限元方法宏观模拟了聚变堆第一壁材料服役行为。
对于结构材料钒合金,聚变环境下材料体内有大量的嬗变产物H和He杂质形成,对材料的性能和稳定性产生严重的影响。
首先采用随机固溶体模型和第一性原理方法研究了聚变堆结构材料钒、V-4Cr-4Ti和V-5Cr-5Ti中点缺陷(H、He、自缺陷和空位)的优先占位和扩散行为,以及H-H、He-He、He-空位和自缺陷-自缺陷相互作用。
He-空位存在很强的吸引作用,我们认为空位为H和He杂质聚集提供了场所。