Impact of Pre-existing Microstructures on Radiation Resistance of Reactor Structural Materials

In the present work,the irradiation response of two kinds of candidate materials for key components in advanced and fusion reactors,namely oxide-dispersion-strengthen(ODS)steels and vanadium alloys,was investigated.Fe ions supplied by the Heavy ion research facility in Lanzhou(HIRFL)were used to introduce damage in materials.Both pre-and post-irradiation microstructures were mainly investigated by transmission electron microscopy(TEM)while mechanical properties were evaluated by indentation tests.

Study on Ductility Loss Behavior of ODS Steel Under High Energy Heavy Ion Irradiation

Irradiation induced ductility loss of three high-Cr ODS ferritic steels containing oxide dispersoids with different number density and average size was evaluated by utilizing the high-energy Ni ion irradiation at about-50℃.The energy of the incident Ni ions was varied from 12.73 to 357.86 MeV by using an energy degrader at the terminal so that a plateau of atomic displacement damage(-0.8 dpa)was produced from the near surface to a depth of 24μm in the specimens.

An Investigation on Strains of Kr-ion-implanted and Subsequently Annealed SiC

Silicon carbide(SiC)has been considered as potential structural materials in advanced nuclear energy systems for many years due to its superior physical and chemical properties.

微硬度压痕对小冲杆测试的影响研究

由于有限的辐照面积,小试样测试技术对核材料的辐照损伤研究具有重要的意义。微硬度和小冲杆测试可以有效评估材料的辐照硬化和脆化,然而微硬度压痕的引入对小冲杆实验结果的影响需要进行探讨。针对国产反应堆压力容器钢A508-3和其模型合金(Fe-1.35Mn-0.75Ni),研究了随机引入的压痕对后续小冲杆测试结果的影响。首先,微硬度和小冲杆的结果表明,A508-3的硬度明显高于其模型合金,并且伴随明显的延性提升。电子背散射衍射结果(EBSD)表明,A508-3和其模型合金的晶粒分布基本均匀,且A508-3的晶粒明显小于其模型合金。A508-3的硬度高于模型合金主要是由于细晶强化和固溶强化,而延展性提升主要是由于增加的晶粒和晶界密度。其次,小冲杆结果表明,由小冲杆测试得到的最大应力P_(max)在较软的模型合金中会受到压痕的明显影响。而延展性方面,小冲杆测试结果基本不受引入压痕的影响。结合实际的测试环境,对于实际应用的核材料,压痕的引入不会对小冲杆评估材料的延性损失产生影响。

反应堆压力容器钢A508-3辐照硬化的剂量率效应研究

针对不同剂量率对国产反应堆压力容器钢(Reactor Pressure Vessel, RPV)A508-3辐照硬化的影响,利用3.5 MeV的Fe离子在3种不同剂量率(0.1, 0.5和1.0 dpa/h)下将样品辐照至4个不同剂量点(0.1, 0.3,1.0和3.0 dpa),采用纳米压痕技术表征样品在不同辐照条件下的硬化效应。结果表明,在高剂量率(1.0 dpa/h)下,材料的硬度随剂量的增大快速增加,在0.3 dpa以后逐渐达到饱和;中剂量率(0.5 dpa/h)和低剂量率(0.1 dpa/h)下,样品硬度随剂量的变化趋势与高剂量率相似,但在0.3 dpa以后材料的硬度随剂量仍在缓慢增加。在辐照剂量低于0.3 dpa时,不同剂量率引起的辐照硬化差异较小,但在辐照剂量大于0.3 dpa时,不同剂量率辐照下的硬化效应差异显著。数据拟合结果表明,在实验剂量范围内辐照硬化的饱和值随剂量率的增加呈减函数关系。

冷轧和退火对V-5Cr-5Ti合金组织结构和抗辐照硬化性能的影响

钒合金(V-5Cr-5Ti)是聚变堆第一壁以及包层的重要候选结构材料。不同加工工艺会对钒合金在聚变堆中的服役性能产生影响。本文利用兰州重离子研究装置(HIRFL)提供的337 MeV的高能Fe离子对不同程度冷轧(冷变形量分别为40%、60%和80%)以及冷轧后退火(1273 K退火1 h)的V-5Cr-5Ti合金样品进行了辐照,研究了不同的冷轧和退火处理过程对材料抗辐照硬化性能的影响。电子背散射衍射技术(EBSD)测试结果显示,随着冷变形量的增加,样品中细小破碎晶粒比例增大,晶粒平均尺寸减小。退火处理后,细小破碎晶粒出现一定程度的长大,大晶粒几乎全部消失,晶粒尺寸分布更加均匀。维氏硬度结果表明随着冷变形量的增加,硬度随之增加,退火后硬度降低。辐照之后,材料硬度升高,出现了辐照硬化效应。在冷轧样品和退火样品中都观察到了辐照硬化效应随冷变形量的增加显著减弱的现象,这表明冷变形可以显著提高材料的抗辐照硬化能力。结合EBSD和硬度数据,对冷变形和退火处理引起钒合金抗辐照硬化性能变化的机理进行了讨论。讨论结果显示,冷轧使材料总的吸收尾闾增大,引起辐照硬化程度降低,退火处理使材料中晶界密度和位错密度降低,材料的总吸收尾闾降低,辐照硬化效应增加。

高能离子梯度多剂量辐照4H-SiC的微结构及硬度变化研究

为探讨高温高能离子辐照碳化硅后的结构和力学性能随剂量的变化,应用拉曼光谱和纳米压痕技术研究了122 MeV的^(20)Ne^(4+)离子梯度多剂量辐照后的4H-SiC。研究表明,SiC的相对拉曼强度随剂量的增大呈指数规律下降,并出现了代表无序化Si-C键和同核Si-Si键的散射峰。基于DI/DS模型的初步拟合表明,在低剂量范围内扩展缺陷簇是引起SiC无序化的主要因素,高剂量范围内的无序化则是由离子直接碰撞过程的非晶化和扩展缺陷簇共同引起。辐照后的SiC硬度取决于位错钉扎和共价键断裂的共同作用,在0~4.00 dpa之间硬度随剂量增大而增大,在4.00~8.05 dpa之间硬度随剂量增大而减小,剂量在8.05 dpa时,硬度相比于未辐照区域略高,此时共价键断裂和位错钉扎达到平衡。