核材料的辐照效应
(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。
核反应堆工程复习参考题
核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么沸水堆采用一个回路;压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备;故控制棒需从堆芯底部向上插入;控制棒为十字形控制棒;压水堆为棒束型控制棒;从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力约为70个大气压;冷却水在堆内以汽液形式存在;压水堆一回路压力通常达150个大气压;冷却水不产生沸腾..2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理沸水堆Boiling Water Reactor字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯;对燃料棒进行冷却;带走裂变产生的热能;冷却水温度升高并逐渐气化;最终形成蒸汽和水的混合物;经过汽水分离器和蒸汽干燥器;利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电..压水堆Pressurized Water Reactor字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆;其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯;把核燃料放出的热能带出堆芯;而后进入蒸汽发生器;通过传热管把热量传给二回路水;使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降;进入堆芯;完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电;再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器;完成二回路水循环..3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低;哪种堆型对燃料的燃尽性更好因为卸料燃耗较浅;用重水D2O;D为氘作慢化剂;其热中子吸收截面约为轻水H2O的1/700;慢化中子能力不如后者;需要更多的碰撞次数;可直接利用天然铀作核燃料..4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点优：快中子堆没有慢化剂;所以体积小;功率密度高..缺：快中子堆必须有较高的核燃料富集度;初装量也大..快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高;快中子辐照通量率大;对材料要求苛刻..平均寿命比热中子堆短;控制困难..5、压水堆堆芯中水主要起什么作用作冷却剂和慢化剂..6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点优：能在不高的压力下得到较高的出口温度;可提高电站二回路蒸汽温度;从而提高热效率..缺：镁合金包壳不能承受高温;限制了二氧化碳气体出口温度;限制了反应堆热工性能的进一步提高..7、什么是原子核的结合能及比结合能;如何计算结合能：是将若干个核子结合成原子核放出的能量或将原子核的核子全部分散开来所需的能量;ΔE=ΔmC2定义：是原子核的结合能与该原子核的核子数之比ΔE/A8、什么是核反应截面;分哪几类;其物理意义是什么如果某种物质受到中子的作用;则发生特定核反应的概率取决于中子的数目和速度;以及该物质中核的数目和性质..“截面”是中子与核相互作用概率的一种量度1微观截面假设在1cm3的物质中;有N个原子核;在该物质的一个面上射入一个中子;则每一个原子核与一个入射的中子发生核反应的概率定义为微观截面σ;单位为m2;有时也用靶恩10-28m2为单位又分为裂变、散射和吸收三种截面2宏观截面如果每立方米的物质中含有N个核;则乘积σN等于每立方米靶核的总截面;称宏观截面;用 表示;单位是m-1;物理意义：中子行走单位长度路程中与原子核发生核反应的概率..9、什么是中子通量;其物理意义如何单位时间内通过单位面积的中子数..等于中子密度与其平均速度的乘积;单位常用“中子/平方厘米·秒”表示..按中子能量不同;又可分为热中子通量和快中子通量两种..是衡量反应堆的一个重要指标10、核裂变释放的能量组成形式主要有哪些铀-235核每次裂变所释放的平均值约为207MeV;绝大部分能量是以裂变碎片的动能形式释放出来;除了中微子能量;其它能量都可以“回收”11、什么是瞬发中子和缓发中子;缓发中子在反应堆中有何影响瞬发中子：99%以上的中子是在裂变瞬间发射出来的;这些中子叫瞬发中子缓发中子：裂变中子中不到1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的中子..平均能量比瞬发中子能量低;对反应堆的控制起重要作用12、什么是四因子公式;其对核反应堆的设计具有什么参考作用无限增殖因数：对于无限大的反应堆;中子不泄露概率为1;此时的有效增殖因数;称为无限介质增殖因数快中子增殖因数逃脱共振俘获概率p：在慢化过程中逃脱共振俘获的中子份额就称作逃脱共振俘获概率..热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被芯部中所有物质包括燃料在内吸收的热中子总数的份额..热中子裂变因数h：燃料核热裂变产生的裂变中子数与燃料核吸收的热中子总数之比..反应堆的临界尺寸取决于反应堆的材料组成k 及几何形状13、中子慢化过程中主要是与慢化剂产生了何种相互作用才慢下来的;该作用的好坏与哪两个主要因素有关弹性散射是能量较低的中子在质量数较小的介质内的主要慢化过程..非弹性散射是能量为几千电子伏以上的中子与质量数较大的铀、铁等介质核相互作用而慢化的主要机理..弹性散射是热中子反应堆内的主要慢化机制..中子在一次碰撞中损失的最大能量与靶核的质量有关14、什么是对数能降对数能降定义式：E0----选定的参考能量;E0=2MeV；E ----一次碰撞后的中子能量15、反应性负温度系数是什么;其在核反应堆安全运行中的作用温度增加1K时k eff的相对增加量;负温度系数对反应堆安全运行具有重要意义;要求负温度系数实际是要求反应堆系统具有一定的自衡能力;主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起的;温度升高;共振吸收增加;因此产生了负温度效应16、核反应堆反应性控制方法有哪些根据不同堆型;为保证反应堆安全运行;用来对反应性进行有效控制和调节的各种部件、机构、过程和方法..主要有控制棒控制、化学控制剂—载硼运行、可燃毒物控制三种..17、燃料组件的骨架结构组成有哪些;燃料元件棒的主要结构有哪些17x17型燃料组件骨架结构：由定位格架、控制棒导向管、中子注量率测量管和上、下管座一起构成一个刚性的组件骨架..燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、上下端塞等组成..18、在核反应堆的设计中;主要涉及哪几种材料的选择①核燃料材料——提供核裂变②结构材料——实现功能性③慢化剂材料——慢化快中子④冷却剂材料——带走产生热能⑤控制材料——控制核反应堆19、核反应堆燃料类型有哪几种与金属铀相比;陶瓷燃料的优缺点有哪些燃料分类a)金属型----金属铀和铀合金适宜用于生产堆堆芯温度较低;中子注量率不太高优点：银灰色金属;密度高>18.6;热导率高;工艺性能好;熔点1133 ℃;沸点3600 ℃缺点：化学活性强;与大多数非金属反应金属铀的工作条件限制：•由于相变限制;只能低于665℃•辐照长大;定向长大限制低温工作环境•辐照肿胀现象;较高温度条件下金属燃料变形b)陶瓷型----铀、钚、钍的氧化物;碳化物或氮化物陶瓷型燃料主要用来解决金属或合金型燃料工作温度限制相变及肿胀效应优点：熔点高、热稳定及辐照稳定性好、化学稳定性好缺点：热导率低•二氧化铀陶瓷燃料优点：无同素异形体;只有一种结晶形态面心立方;各向同性;燃耗深熔点高；未经辐照的测定值2805±15℃具有与高温水、钠等的良好相容性;耐腐蚀能力好与包壳相容性良好缺点：二氧化铀的导热性能较差;热导率低传热负荷一定时;燃料径向温度梯度大氧化物脆性和高的热膨胀率使启停堆时引起芯块开裂..c)弥散体型---含高浓缩燃料颗粒弥散分布在不同基体中20、什么是辐照效应主要包括哪几种形式由辐照引起的材料缺陷进而导致的材料性能的宏观变化..主要效应：电离效应、嬗变效应、离位效应电离效应：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;使其跳离轨道的电离现象;对金属性能影响不大;对高分子材料影响较大嬗变效应：受撞原子核吸收一个中子变成另外原子的核反应离位效应：中子与原子碰撞中;原子脱离点阵节点而留下一个空位..如果不能跳回原位;则形成间隙原子;快中子引起的离位效应会产生大量初级离位原子;其变化行为和聚集形态是引起结构材料辐照效应的主要原因..离位峰中的相变：有序合金在辐照时转变为无序相或非晶态相21、选择慢化剂需要注意哪些要求重水做慢化剂有何优缺点慢化剂：将裂变中子慢化为热中子;分固体慢化剂和液体慢化剂固体慢化剂石墨、铍、氧化铍：对石墨慢化剂性能要求：纯度高;杂质少;尤其硼、镉含量限制严格强度高;各向异性小耐辐照、抗腐蚀和高温性能好热导率高、热膨胀率小液体慢化剂水、重水：对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下;高温下蒸汽压要低良好的传热性能良好的热稳定性和辐照稳定性原子密度高不腐蚀结构材料在辐照条件下;重水与轻水均发生逐渐的分解;分离出爆炸性气体D2和O2;或H2和O2的混合气体;该过程称作辐射分解..重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度..缺点是价格昂贵..22、堆芯控制材料的要求有哪些控制材料的性能要求：a)材料本身中子吸收截面大;子代产物也具有较高中子吸收截面b)对中子的吸收能阈广热、超热中子c)熔点高、导热性好、热膨胀率小d)中子活化截面小e)强度高、塑韧性好、抗腐蚀、耐辐照23、体积释热率、热流密度、线功率密度的定义;以及三者之间的转换关系热流密度：也称热通量;一般用q表示;定义为：单位时间内;通过物体单位横截面积上的热量..按照国际单位制;时间为s;面积为㎡;热量取单位为焦耳J;相应地热流密度单位为J/㎡·s..线功率密度：单位长度堆芯产生热功率燃料芯块的线功率q L;燃料芯块的表面热流密度q;燃料芯块的体积释热率q v;三者关系：q L=q2πr u=q vπr u224、什么是核热管因子;其物理意义是什么为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值或名义值的程度;引入一个修正因子;这个修正因子就称为热管因子..热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的..反应堆设计中均力求减小反应堆的核热管因子25、影响堆芯功率分布的因素有哪些燃料装载的影响富集度最高的装在最外层;最低的燃料组件装在中央区;可显着增大堆芯总功率输出反射层的影响增加边沿中子通量控制棒的影响一定程度上改善中子通量在径向的分布结构材料、水隙和空泡的影响材料吸收中子;水隙提高热中子浓度;控制棒做成细长的形式;空泡使热中子通量下降燃料元件自屏蔽效应的影响慢化剂产生热中子;燃料棒内消耗中子26、什么是积分热导率;在实际中有何应用UO2燃料热导率随温度变化很大;采用算术平均温度来求解k u;误差很大温度的非线性函数;因此需研究k u随温度的变化规律;从而引出积分热导率的概念..为便于计算燃料芯块中心温度使用的一个参量..是随温度变化的燃料芯块的热导率从表面温度到中心温度的积分;其单位为W/cm..27、什么是偏离泡核沸腾;对应英文缩写是什么偏离泡核沸腾DNBDeparture from nucleate boiling;在加热过程中;由于产生的气泡数量很多;甚至在加热面附近形成蒸汽片或蒸汽柱;当气泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了汽膜时;就发生了偏离泡核沸腾..28、加热通道内流动包含哪几个区域加热通道内流动区域的划分：1.单相流区;不存在气泡;液体单相流2.深度欠热区;贴近加热壁面液膜达到饱和温度;开始生成气泡;表现为“壁面效应”3.轻度欠热区;越过净蒸汽起始点;气泡脱离壁面;表现为“容积效应”4.饱和沸腾区;此区热量完全用来产生蒸汽29、临界热流密度和沸腾临界的概念临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度当热流密度达到由核态沸腾转变为过度沸腾所对应的值时;加热表面上的气泡很多;以致使很多气泡连成一片;覆盖了部分加热面..由于气膜的传热系数低;加热面的温度会很快升高;而使加热面烧毁..这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHFCritical Heat Flux..30、单相流压降通常由哪几部分组成;各部分对应具体作用是什么提升压降31、截面含气率与体积含气率、质量含气率有何差别;如何相互转化容积含气率β：单位时间内;流过通道某一截面的两相流总容积中;气相所占的容积份额..截面含气率 ：也称空泡份额;指两相流中某一截面上;气相所占截面与总流道截面之比..32、V f之比;单相临界流速如何计算;这种流动就称为临界流或阻塞流..临界流对反应堆冷却剂丧失事故的安全考虑非常重要..临界流量的大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力;而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间..K—定压比热容与定容比热容之比R—气体常数T—温度34、达到临界压力比就可以实现临界流速对吗;为什么不对35、什么是流动不稳定性;常见的有哪几种类型流动不稳定性：是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中;流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡..36、什么是自然循环;形成自然循环的条件是什么自然循环是指在闭合回路内依靠热段上行段和冷段下行段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环条件：1.驱动压头需克服回路内上升段和下降段的压力损失2.自然循环必须是在一个连续流动的回路中进行;如果中间被隔断;就不能形成自然循环37、反应堆冷却剂工作压力的确定需要考虑哪些方面的因素或影响主要考虑热工水力学因素和设备成本;所谓热工水力学;也就是研究反应堆内燃料-冷却剂传热、冷却剂流动的热力学过程分析..对于轻水堆;由于压力决定水的饱和温度;即水保持液态或饱和蒸汽的温度;是热工水力设计的一个重要方面;但压力本身对反应堆物理和冷却剂流动的影响较小;可以说是温度决定压力..对于气冷堆;冷却剂的热力学参数受压力影响大;热工水力学设计直接和压力有关..对于压水堆核电厂;一回路压力决定一回路水的饱和温度;继而决定二回路蒸汽参数和汽轮机热效率..压力升高可以提高热效率;但一回路温度决定因素不只是冷却水压力而主要决定于反应堆的热工水力设计;并且压力升高将带来各主设备承压需求上升;成本和制造难度上升;通常压水堆取15Mpa左右的工作压力;对应冷却剂330度左右的温度限制..沸水堆由一回路直接产生蒸汽;蒸汽参数实际上决定了压力容器的设计压力;而沸水堆堆芯冷却剂为两相流;冷却剂温度和对应的压力同样受到热工水力学和材料性能限制;通常温度为286度;压力7.3Mpa..沸水堆由于堆芯较压水堆大;并且压力容器内需要容纳足够的空间保证汽水分离器蒸汽干燥器等;压力容器比压水堆要大;较低的压力也有利于压力容器制造..38、热管和热点的定义热管hot-channel：假设在相对孤立的冷却系统中;积分功率输出最大的冷却剂通道热点hot-point：堆芯内存在的某一燃料元件表面热流密度最大的点..39、压水堆主要热工设计准则有哪些燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度燃料元件外表面不允许发生沸腾临界必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中;不发生流动不稳定性40、热流密度核热点因子和热流密度工程热点因子分别描述哪方面对热流密度的影响核：描述中子通量分布不均匀工程：描述由于堆芯燃料及构件加工、安装误差造成功率分布不均匀----可用加工误差和统计方法得到41、降低核热管因子有哪些具体途径降低热管因子的途径：a)核方面设置反射层、燃料分区装载、布置可燃毒物、控制棒布置等b)工程方面合理控制加工、安装误差；改善冷却剂分配不均匀；加强横向交混等42、单通道模型设计法和子通道模型设计法各自的指导原则及主要区别是什么在单通道模型中;把所要计算的通道看作是孤立的、封闭的;堆芯高度上与其他通道之间没有质量、动量和能量交换..这种分析模型不适合用于无盒组件那样的开式通道..为了使计算更符合实际;开发了子通道模型..这种模型认为到相邻通道的冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、动量和能量的交换;因此各通道内的冷却剂质量流密度将沿着轴向不断发生变化;热通道内冷却剂的焓和温度也会有所降低;相应的燃料元件表面和中心温度也随之略有降低..43、什么是最小烧毁比MDNBR在反应堆热工计算中;为了安全起见;要保证在反应堆运行时实际热流密度与临界热流密度之间有一定裕量;就需要把计算出的临界热流密度除以一个安全系数;以保证不出现烧毁事故..这个安全系数称烧毁比..把通道中临界热流密度q DNB与实际热流密度q act二曲线间距离最近处的比值称为最小烧毁比;用MDNBR表示..44、如何理解堆芯实际热流密度高于堆芯名义热流密度的现象由于工程上不可避免的误差;会使堆芯内燃料元件的热流密度偏离名义值.. 45、反应性控制分哪三类什么是反应堆的固有安全性紧急停堆控制：控制元件迅速引入负反应能力;使反应堆紧急关闭..压水堆：停堆控制棒靠重力快速插入堆芯..功率控制：要求某些控制棒动作迅速;即使补偿微小反应性瞬态变化..补偿控制：分补偿控制棒和化学控制棒两种..依靠核反应反应堆本身设计特点;不依靠外界能源和动力;所固有的安全性能..46、大破口事故共分几个阶段;各是什么1喷放阶段;此时冷却剂由反应堆容器内大量喷出；2再充水阶段;此时应急堆芯冷却水开始注入反应堆压力容器内但水位不超过堆芯的底部；3再淹没阶段;此时水位上升到足够高度以冷却堆芯；4长期堆芯冷却阶段;堆芯完全淹没;低压安注系统投入并足以去除衰变热..47、安全壳内可采取什么措施减少氢气的积累和危害安装点火器;降低氢气扩散范围和降低氢气浓度;从而降低事故风险..采用复合器;缓解氢气浓度生成速率使之低于易燃的限制..48、核电站的反应堆有几道安全屏障;各是什么燃料元件包壳：将裂变产物包容在元件内..二氧化铀陶瓷芯块被装进包壳管;叠成柱体;组成了燃料棒..由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须尽对密封;在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出;一旦有破损;要能及时发现;采取措施..一回路压力边界：有反应堆容器和堆外冷却剂环路组成;包括稳压器、蒸汽发生器、传热管、泵和连接管道等..这屏障足可挡住放射性物质外泄..即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏;放射性物质也不会从它里面泄漏出来..安全壳：将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内..事故发生时;能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去;是保护核电站周围居民安全的最后一道防线..。
【2024版】第四章核能材料
2.3裂变堆类型
裂变反应根据堆内中子能量大小，分为快中子反 应堆和热中子反应堆等堆型。以水作为慢化剂的热中 子反应堆根据氢原子中的中子数不同，可以分为轻水 堆(LWR) 、重水堆等；轻水堆根据冷却剂状态不同可 以分为压水堆、沸水堆等。
压水堆(PWR)：使用加压轻水作冷却剂和慢化剂 ，水压约15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电 机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实 现，蒸汽压力为6～7MPa。燃料为浓缩铀或MOX燃 料。
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
2 裂变反应堆材料
2.1裂变原理和裂变反 应堆 铀-235或钚-239
等重元素的原子核在 吸收一个中子后发生 裂变，分裂成两个质 量大致相同的新原子 核，同时放出2~3个 中子，这些中子又会 引发其他的铀-235或 钚-239原子核裂变， 如此形成链式反应。
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。
金属材料力学性能的辐照硬化效应
金属材料力学性能的辐照硬化效应
肖厦子;宋定坤;楚海建;薛建明;段慧玲
【期刊名称】《好家长》
【年(卷),期】2015(0)3
【摘要】开展金属材料力学性能的辐照硬化研究对抗辐照材料的设计及工程应用具有重要意义.材料辐照损伤效应主要包括材料原子移位产生的辐照缺陷以及由核反应产生的氢、氦等气体杂质对材料性能的影响.金属材料的辐照效应主要包括辐照硬化、辐照脆化和辐照蠕变等.该文主要综述在低温(T<0.3 T_m,T_m是材料的熔点温度)和低辐照剂量下,由原子移位损伤产生的辐照缺陷所导致的辐照硬化行为,即受辐照缺陷的影响,材料的强度会升高.
【总页数】1页(P460-460)
【作者】肖厦子;宋定坤;楚海建;薛建明;段慧玲
【作者单位】北京大学工学院力学与工程科学系;北京大学工学院应用物理与技术研究中心;上海大学应用数学与力学研究所;上海大学理学院力学系;北京大学物理学院
【正文语种】中文
【中图分类】O341
【相关文献】
1.真空紫外辐照非金属材料环境效应与机理研究进展 [J], 王毅;郭兴;杨生胜;王先荣;王田刚;王小军
2.强脉冲离子束辐照金属材料表面热力学效应计算 [J], 乐小云;赵渭江;颜莎;韩宝玺;向伟
3.金属材料力学性能的辐照硬化效应 [J], 肖厦子;宋定坤;楚海建;薛建明;段慧玲
4.强激光辐照下金属材料表面热力学效应 [J], 郑瑞伦;刘俊
5.金属材料中高能重离子辐照效应的理论描述 [J], 王志光;金运范
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
铁电材料的核辐射效应
3部委基金资助项目(51411040105DZ01) 唐重林:男,1984年生,硕士生,从事VL SI 及可靠性技术、新型半导体材料与器件研究 Tel :029********* E 2mail :chltang @ 柴常春:男,1960年生,教授,博导,主要从事VL SI 与可靠性技术、新型半导体材料与器件、模拟集成电路设计研究铁电材料的核辐射效应3唐重林,柴常春,娄利飞,楼晓强(西安电子科技大学微电子学院,宽禁带半导体材料与器件教育部重点实验室,西安710071) 摘要 大量研究结果和实验数据显示,铁电材料与器件具有极强的抗辐射能力,在军事和空间领域具有广阔的应用前景,因此铁电材料及其器件的抗辐射能力与机理研究日益受到关注。
首先综述了国内外关于铁电材料的核辐射效应研究最新进展,在此基础上对其核辐射效应微观机理进行了分析和讨论,指出了铁电材料在抗辐射领域的发展趋势和研究方向。
关键词 铁电材料 核辐射 位移效应 电离效应中图分类号:TN 304 文献标识码:ANuclear R adiation E ffects of Ferroelectric MaterialTAN G Chonglin ,C HA I Changchun ,LOU Lifei ,L OU Xiaoqiang(Key Laboratory of Ministry of Education for Wide Band 2gap Semiconductor Materials and Device ,School of Microelectronics ,Xidian University ,Xi ’an 710071)Abstract Based on lots of research achievements and experimental data ,ferroelectric material and devices ex 2hibit good properties under nuclear radiation conditions.Since they have potential applications in military and space are 2a ,the radiation effects and mechanism of ferroelectric material and devices are more and more attractive at present.The new research developments on nuclear radiation effects of ferroelectric material are reviewed firstly in this paper ,and then the mechanism of nuclear radiation effects is analyzed and discussed.Finally ,the research trend and prospect of ferroelectric material in the area of anti 2radiation are presented.K ey w ords ferroelectric material ,nuclear radiation ,displacement effect ,ionization effect 宇航、太空探测、核动力、核爆炸等恶劣环境对电子元器件及集成电路提出了高可靠性和强抗辐射等要求,以确保电子系统的可靠性和寿命[1]。
钚自辐照老化过程中氦效应理论研究进展
钚自辐照老化过程中氦效应理论研究进展敖冰云;汪小琳;陈丕恒;赖新春【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2009(043)0z1【摘要】钚因放射性衰变而出现自辐照老化效应.钚中氦行为是理解钚自辐照老化效应的一个基础和前提.运用分子动力学模拟技术,计算研究了钚中缺陷行为、氦与缺陷的相互作用、氦泡的初始形核过程、氦泡的长大过程以及氦泡对钚材料宏观性能的影响等.其中,钚-钚、钚-氦和氦-氦相互作用势分别采用修正嵌入原子多体势(modified embedded atom method,MEAM)、Morse对势和Lennard-Jones 对势.主要的计算结果表明,氦原子与空位的结合能较大,在钚的自辐照过程中,两者易于结合并形成氦-空位团簇,成为氦泡的前驱体;氦泡可通过冲出位错环的机制而长大;氦泡的压力在GPa量级,且氦泡引起的基体膨胀很小.【总页数】6页(P37-42)【作者】敖冰云;汪小琳;陈丕恒;赖新春【作者单位】表面物理与化学国家重点实验室,四川,绵阳,621907;中国工程物理研究院,四川,绵阳,621900;表面物理与化学国家重点实验室,四川,绵阳,621907;表面物理与化学国家重点实验室,四川,绵阳,621907【正文语种】中文【中图分类】TG111.2【相关文献】1.免疫老化过程中T淋巴细胞增殖老化的研究进展 [J], 王沂芹;吴玉章2.钚自辐照老化过程中氦效应理论研究进展 [J], 敖冰云;汪小琳;陈丕恒;赖新春3.正常脑老化过程中铁聚集的QSM研究进展 [J], 庞炳昕;耿左军4.钚中氦行为研究进展 [J], 肖瑶; 黄理; 邱睿智; 叶小球; 敖冰云5.角蛋白在皮肤老化过程中的研究进展 [J], 张琪;王再兴;杨森因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
第四章核能材料.解析
4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻，因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求，一方面堆芯设计不断更 新，另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明，Gd2O3是一种良好的材料。
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。
238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外，由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在 一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与 统计，防止损失与扩散。
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
核材料的辐照效应PPT
CLAM 钢在45ห้องสมุดไป่ตู้ ℃电子辐照时辐照空洞得变化、 (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
从图中可以瞧到,随着辐照损伤量得增加,产 生得空洞越来越多,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 洞得存在,这时空洞得尺寸很小、数量有限; 当辐照损伤量达到3、6 dpa 时,空洞得尺寸 明显长大,数量也在增加; 在图 c 中还可以瞧 到有新得空洞产生;继续增加辐照剂量,空洞 得数量与直径都继续增加,当辐照损伤量达 到10 dpa 时,可以瞧到空洞得数量较多、
❖ 2、 要使锆原子位移就必须向其提供足够得能量, 这一位移能量阈值Ed为25~27ev、而对于1Mev得 入射中子,锆原子接受得反冲能量平均值为20kev, 其最大值可达40kev,显然都远高于锆原子位移所 需得能量,从而出现初级位移原子。
❖ 3、 在(2~3)×1019n/cm2得注量后观察到了空 位环与空位间隙,这时产生得空位环主要就是 <a>型1/3<1120>环,空位环与间隙环大体上 均衡发展就是锆合金得特点,其比例取决于辐 照温度与注量,注量达到(3~8)×1021n/cm2后 还产生<c>型1/6<2023>环,这只就是空位环。 与不锈钢不同,中子辐照下锆合金中未发现空 洞得存在。
辐照对拉伸性能得影响
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得微观 结构变化
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
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
核反应堆结构与材料材料
2021/3/28
9
第9页/共37页
核燃料的一般性要求
良好的热物性，例如热导率高 抗辐照能力强，燃耗深 燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相
容性好
熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变 机械性能好，易于加工
2021/3/28
10
第10页/共37页
核燃料的存在形态
• 液态 • 固态
• 金属，陶瓷，弥散体型
2021/3/28
12
第12页/共37页
金属型燃料（2）
③ 金属铀的工作条件限制 由于相变限制，只能低于665℃ 辐照长大，定向长大限制低温工作环境 辐照肿胀现象，较高温度条件下的金属燃料变形
适宜用于生产堆(堆芯温度较低，中子注量率不太高)
2021/3/28
13
第13页/共37页
金属型燃料（4）
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
2021/3/28
21
第21页/共37页
二氧化铀的制备
• 制备流程：
• 气象UF6
水解
与稀氨水溶
液反应
重铀
酸铵沉淀 煅
烧
UO3
还原
UO2
生坯
2021/3/28
烧结芯块
第22页/共37页
22
其他陶瓷型燃料性质
• 二氧化铀是目前水冷反应堆广泛使用的燃料 • 陶瓷混合物是常用的快堆燃料
2021/3/28
3
第3页/共37页
• 辐照效应之γ射线 • γ射线特点： • 射程较长（相较γ射线） • 作用形式复杂：光电效应；康普顿-吴有训散射效应和电子对效应 • 与物质相互作用机理：共价键化合物，离子键化合物及金属键
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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
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。
理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化
1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010); 2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010)
A 传统晶态合金
B 纳米晶材料
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。 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。
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.
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。
第七讲 核材料的辐照效应
杨
亮
南京航空航天大学
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。
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。
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
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。 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
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。 实验结果表明：弥散强化相Y2O3尺寸稳定，无明显溶解现象。 弥散强化相Y2O3与铁素体相界面变得粗糙与氢的存在，促进 铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。
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 所致。
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。
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。
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.