反应堆辐照环境下锆合金的损伤机理研究-东篱科研大数据发现系统（DRDS）

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反应堆辐照环境下锆合金的损伤机理研究

项目名称：反应堆辐照环境下锆合金的损伤机理研究
项目类别：重大研究计划
批准号：91126001
申请代码：A0504
项目来源：国家自然科学基金
研究期限：2012-01-01-2015-12-31

项目负责人：彭述明
依托单位：中国工程物理研究院核物理与化学研究所
批准年度：2011

中文摘要：

本项目拟在我国的新型研究堆上构建与未来先进核能系统相似的强中子辐照场，结合先进的中子散射技术和其他先进的仪器分析技术，开展锆合金和其他典型结构（bcc、fcc、hcp）单质金属的损伤机理研究。实验研究强中子辐照、高温、高应力等极端条件下，材料的微观结构演化和相稳定性、界面作用行为及力学性能变化规律；分析高剂量原子位移、氢和氦协同作用下材料的辐照效应及辐照缺陷产生、迁移与湮灭机理和纳米界面演化动力学；探索较深燃耗下锆合金包壳的辐照损伤行为及其对结构、力学性能和长期稳定性的影响，评价锆合金包壳的力学性能和耐腐蚀性能；根据实验结果，优化理论模型，开发具有自主知识产权的模拟程序包，实现多元系统中材料载能粒子辐照效应现象的跨多时空尺度的建模与计算机数值模拟；阐明锆合金的中子辐照损伤机理，并在实验室规模设计开发具有自主知识产权的先进的耐高温辐照抗腐蚀的新型合金材料。

中文主题词：锆合金；辐照损伤；中子散射；位错环；第二相粒子

英文摘要：

zirconium alloy；radiation damage；neutron scattering；dislocation loop；second phase particles

英文主题词： zirconium alloy；radiation damage；neutron scattering；dislocation loop；second phase particles

结论摘要：

项目主要开展了锆合金的辐照损伤机理研究，包括堆内聚变中子场的构建，低剂量中子辐照后锆合金的硬化机制研究，带电粒子辐照后第二相的非晶化机制研究，锆合金的氢氦行为研究，锆合金的改性试制，锆合金辐照损伤的模拟研究等。获取的主要研究成果如下 (1) 设计加工的长寿命聚变中子转化靶在CMRR典型位置辐照产生的聚变中子注量率约为8.47×109/cm2/s，可满功率运行80天左右。 (2) 低剂量中子辐照后的锆合金出现了明显的硬化行为，实验用国内N18和Zr-4合金的硬化程度较国外Zr-4合金明显；锆合金的辐照硬化主要源自辐照产生的缺陷团簇，初期结构损伤主要表现为呈体分布的小尺寸点缺陷团簇，进而演化为较大尺寸的位错环。 (3) 实验用N18合金的质子和Ne+辐照实验表明非晶化过程是由表面逐渐扩散到内部，主要源于辐照导致的Fe元素流失。 (4) 使用FIB技术原位分析了N18合金的氢化行为。形成的氢化锆为面心立方的δ-ZrH1.5-1.66相。N18合金中氦泡的生长受氦泡迁移合并机制控制。 (5) 试制了两种掺Y锆合金，发现Y元素可通过细化氢化物尺寸和提高晶内氢化物的比率改善锆合金的抗氢脆性能。 (6)分子动力学模拟发现位错线可以促进大空位团乃至位错环的形成，从原子尺度揭示了辐照条件下应变导致的空洞形成机制，表明氢化物附近的应变场与辐照缺陷的协同作用可能是氢致延迟断裂（DHC）效应的主要影响因素之一。研发了具有完全自主知识产权的基于GPU并行计算的分子动力学程序包MDPSCU。此外，通过本项目的开展，项目研究团队基于CMRR建立了反应堆中子辐照实验研究方法；在国内建立了中子散射技术应用于中子辐照后放射性样品的分析方法；提出了改进国内锆合金的主要思路，即调节第二相组分（Zr、Fe、Cr、Nb），控制第二相体积分数、尺寸均匀性及分布，掺杂适量Y提高抗氢脆能力。

成果综合统计