材料辐照性能研究论文

核裂变和聚变反应堆中的结构材料必须承受高温、中子辐照损伤和(n,α)嬗变反应产生的氦气。氦(He)与辐射损伤的协同效应会导致结构材料的机械性能发生一定的退化，影响核反应堆的安全。氦气在辐照材料中会导致低温硬化、空腔膨胀和高温晶界脆化，它们最终决定了大多数材料的工作温度和服役时间限制。有人提出，通过增加He捕获点的数量来控制气泡大小或将He与晶界隔离，可以减轻这些负面影响。辐射诱发空位的诱捕可能性、间隙原子和He原子可以通过吸收强度进行量化，这一概念推动了纳米结构铁素体合金(NFAs)的发展，该合金具有工程设计的高吸收强度微观结构，例如通过传统炼钢技术生产的含有碳化物或氮化物析出的可铸态纳米结构合金(CNAs)，通过机械合金技术生产的氧化物分散强化(ODS)合金。 多项研究表明，纳米级的分散体在长时间的高温环境下是稳定的，可以增强机械性能，提高材料的抗辐射性能，并将大量氦隔离到小气泡中(气泡与分散体的附着)。 然而，仍然缺乏系统的辐照数据显示纳米颗粒的密度及其在铁素体合金中的氨捕获能力(结合能)如何影响高温下的氦气泡密度和尺寸。

美国田纳西大学的研究人员通过扫描/透射显微镜观察了Fe-9/10Cr合金和两种弥散增强纳米合金(CNA3和14YWT)的氦泡形成。 表明两种纳米合金中的纳米粒子都能有效捕获He。 在纳米结构合金中，可以将氦隔离至更小的气泡中(这导致更低的体积膨胀值，并保护氦不受晶界的影响)来控制非常高的氦浓度。相关论文以题为“Bubble formation in helium-implanted nanostructured ferritic alloys at elevated temperatures”发表在Acta Materialia。

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本文使用的合金分别为铁素体合金Fe-9/10Cr(无纳米颗粒)、CNA3(纳米颗粒密度中等)和14YWT(纳米颗粒密度最高)，在所有温度下，He注入材料的腔密度大致为Fe-9/10Cr CNA3 14YWT，与纳米粒子密度直接对应，而空腔大小顺序相反。

研究发现添加高密度纳米颗粒可能会将氦隔离到颗粒-基体界面上分散的小气泡中(与传统合金相比，体积膨胀更小)，并抑制氦向晶界扩散。考虑到纳米粒子密度和总初始吸收强度，当He浓度非常高(高于10000appm)时，纳米粒子密度较高( 1022 m-3，对应的吸收强度 1015 m-2)。无纳米颗粒Fe-9/10Cr合金中He的有效活化能随温度而变化，CNA3和14YWT纳米结构合金的相应活化能在500-900 内几乎恒定。这可能与纳米颗粒抑制奥斯特瓦尔德熟化有关，或者与纳米颗粒相连的氦气泡结合能较高，可以抑制高温下的氦解吸或迁移。

图1 未辐照(a) Fe-10Cr，(b) CNA3和(c) 14YWT材料的TEM图像

图2不同温度下合金中气泡的聚集图像

图3 700 时He在不同合金中气泡分布的截面TEM图像

发现CNA3中的MX碳化物和14YWT中的Y-Ti-O氧化物在高达900 的温度下对氨腔表现出高结合能(有益)。在700 时，14YWT中的分布最均匀，气泡附着在Y-Ti-O氧化物上表现出明显的一一对应关系，而CNA3中的MX碳化物纳米颗粒附着约3-10个小He气泡。这种差异归因于颗粒大小(表面积)和密度(颗粒间距离)的差异。

图4(a)晶界开裂；(b) 900 下辐照Fe-10Cr中出现的大空洞/气泡；(c)600 下He注入Fe-10Cr中晶界处出现空洞；(d)750 和(e)900 连续退火

图5 不同合金纳米颗粒或晶界的STEM-HAADF图像

本文研究了含不同纳米颗粒密度的铁素体合金中高温空腔的形成以及He吸收机理。在600 以下，CNA3的空腔密度与Fe-9/10Cr合金相比没有明显的差异，而在高温下与Fe-9/10Cr合金相比，CNA3空腔密度的温度依赖性较弱。在所有研究的温度(500-900 )下，14YWT合金将氦隔离成精细分散的小气泡，气泡密度和大小几乎不依赖温度。本文为辐照材料的设计和研究提供了理论基础。（文：破风）

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（观察者网讯）据中科院合肥研究院网站23日消息，中科院合肥研究院固体所内耗与固体缺陷研究部与中国核动力研究设计院合作在高性能钼合金研究方面取得新进展，相关研究成果最终于本月17日定稿发表在金属材料顶级期刊Acta Materialia上。 空间核反应堆具有环境适应性好、功率覆盖范围广、结构紧凑以及大功率条件下质量功率比小等突出优点，在大功率地球轨道卫星、深空探测以及月球行星基地供电等方面具有广阔的应用前景。空间堆中，包壳及堆芯结构材料面临高温、中子辐照及液态碱金属腐蚀等苛刻服役环境，是制约空间堆技术发展的瓶颈之一。钼（Mo）及其合金由于高熔点、高热导率、与碱金属相容性好等优点，是空间堆关键候选材料，但纯钼存在室温塑性低、高温强度不足、再结晶脆性和辐照脆化等问题。 为了改善钼合金的力学和抗辐照性能，科研人员在合金化和弥散强化方面开展了大量研究。然而，目前钼合金材料在强度、塑性及高温稳定性上往往顾此失彼。例如，在钼中引入细小的氧化物颗粒能够显著提高强度和再结晶温度，但氧化物颗粒在高温下容易长大，导致应力集中和塑性降低，而且在高温时的强度显著降低。研究团队通过计算模拟发现，晶/相界面上间隙氧的偏聚会显著降低Mo材料的强度和延展性，而间隙C原子和ZrC颗粒可以有效提高界面的强度。基于此，研究团队提出通过纳米碳化物弥散、细晶强化和晶界净化来协同提升钼合金综合性能的研究思路：采用高熔点（3540 ）、高硬度、低中子吸收的纳米ZrC颗粒作为增强相，用于钉扎位错和晶界、细化晶粒，提高材料的强度和高温稳定性；另一方面，ZrC颗粒能吸收杂质氧，降低杂质O对晶界的脆化作用，从而改善晶界结合及低温韧性。此外，纳米颗粒与基体之间形成的界面可以吸收辐照缺陷，有望改善材料的抗辐照性能。 基于上述研究思路，研究团队通过粉末冶金法和高温旋锻制备了室温及高温下均具有优异力学性能的纳米结构Mo-ZrC合金。纳米结构Mo-ZrC合金的室温抗拉强度达928MPa、延伸率为（图1），比工业中广泛应用的TZM合金分别提高26%和一倍以上；在1000 时，Mo-ZrC合金的抗拉强度（562MPa）比纯钼、纳米结构Mo-La2O3、La2O3-TZM等合金提高50%以上；在1200 高温下，Mo-ZrC合金的强度优势更为显著，其抗拉强度比氧化物弥散强化钼提高一倍以上，同时保持优良塑性。此外，该合金的再结晶温度比纯Mo提高约400 C，具有优异的高温稳定性（图2）。上述结果表明，纳米结构Mo-ZrC合金在室温及高温下均具有优异的强韧性，与已报道的同类材料相比具有明显优势。 图1. 纳米结构Mo-ZrC合金的微结构、室温工程应力-应变曲线以及不同类型钼材料在室温和1000 高温下的力学性能比较。 图2. 高温退火前后纳米结构Mo-ZrC合金和纯Mo的晶粒组织。 据悉，该论文的第一作者为博士生景柯，共同通讯作者为副研究员刘瑞和研究员吴学邦。在此基础上，研究团队研发了高性能钼合金棒材、板材及薄壁管（图3），为其在先进核能系统和航空航天等领域的应用奠定良好基础。 图3. 研制的Mo-ZrC合金棒材、板材和薄壁管。 上述工作得到了国家重点研发计划、国家自然科学基金、反应堆燃料与材料重点实验室基金和中科院合肥研究院院长基金的资助。

在该大学比较冷门，但也不错。毕竟华科工科不错。核工程与核技术系介绍核工程与核技术系（Department of Nuclear Engineering and Technology, DNET）历史源自1958年原华中工学院所建的工程物理系。1962 年原工程物理系暂停。1997年核专业方向在能源与动力工程学院复办。2006年华中科技大学与中国广核集团签订了“订单+联合培养”的人才委托培养协议，依托能源学院开设“广核班”。2010年，在核电发展形势明朗的背景下，华中科技大学“核工程与核技术”本科专业正式获得国家教育部批准并开始招生，并被列为华中科技大学高考自主招生专业。同年与中国核工业集团公司也签署人才培养基地协议（后暂停）。截至2017年初，本专业已毕业本科生70余名，现有在读本科生约80名，研究生10余名。武汉大学中国学科评价中心（）发布的2014-2015核工程与技术专业本科教育排名中，我校排名第九。近年来陆续我系引进了多位包括国家青年人才在内的海内外优秀人才，形成了一支较有力的科研与教学队伍。核工程与核技术系现有教授、副教授、讲师等多层次师资10多名，兼职及外聘教授多人。已建设有先进核能系统分析计算中心、热工水力综合实验室、核能-环境-化学交叉学科实验室，核电站运行仿真教学实验室等平台。目前主要在以下几个方面开展科研：反应堆热工水力及安全方向：自然循环条件下临界热流密度(CHF)分析；核电站比例模化试验及程序模拟验证；核安全最佳估算及不确定性分析；核材料热学性能的微纳尺度模拟；核电站安全壳过滤降压系统设计方法；传热流动方向：多孔介质传热与流动、电子器件散热技术；能源系统热力学分析、核动力装置与设备换热技术；安全壳泄漏率预测模型及分配律；中子物理与反应堆物理方向：中子物理学及核反应堆物理设计；复杂核反应堆耦合系统模拟；先进高温气冷堆系统分析程序研究；放射性废物处理方向：模拟放射性废物处理技术：吸附法、高级氧化法、水泥固化法；废水深度处理技术：高级氧化法，Fenton体系，臭氧、电催化；粒子与核材料相互作用方向：核材料在辐射下损伤形成及演变机制的计算机模拟和实验；低能离子束诱导半导体材料表面形成自组织微纳米结构；聚变堆第一壁材料辐照性能；基于β辐射伏特效应的核电池的理论研究；核工程与核技术系将以全球核能复兴、中国核电快速发展和内陆核电重启为契机，与国内外单位开展合作，推进学科建设和科学研究，致力培养核科技人才。热忱欢迎海内外核相关专业人才加盟。系主任：杨军，华中科技大学教授、博士生导师。本科毕业于清华大学，获美国普渡大学（Purdue University）博士学位，先后在威斯康星大学（University of Wisconsin）、保罗-谢尔研究院(Paul Scherrer Institut) 从事研究工作。入选青年人才，现任能源与动力工程学院副院长，核工程与核技术系主任，先进核能系统分析计算中心主任。兼任国际清洁能源论坛理事、中国辐射防护学会教育与科普分会理事、教育部高等院校核工程类教指委委员、湖北省核学会理事。担任英文期刊the International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology (JANDT)、Nuclear Science编委及多个国际期刊审稿人，“核能前沿科技青年学术论坛”发起人。现主持国家自然科学基金委专项基金项目及多个国防科研项目。已发表期刊和会议论文60余篇，其中SCI论文30余篇，出版专著、图书章节、译著多本。主要研究方向：反应堆热工水力与安全分析，先进核能系统最佳估算与数值模拟，第三代反应堆非能动安全系统设计验证，先进核电分析程序的验证与确认，安全壳过滤排放系统设计。