纳米压痕技术研究堆内构件材料304NG不锈钢的三束辐照效应

在中国原子能科学研究院的三束辐照实验平台上,对国产堆内构件材料核级控氮304NG不锈钢进行重离子、氢和氦同时辐照,并采用连续刚度纳米压痕技术测量了辐照前后样品的硬度和弹性模量的变化。结果表明,6dpa下,随着辐照温度的升高,辐照硬化减弱;300℃下,随着辐照剂量的增加,辐照硬化增大,高剂量情况下,氢、氦注入区的辐照硬化更显著,表明存在氢、氦增强硬化效应。

先进核能系统结构材料辐照性能研究

首先简要介绍第一代到先进的第四代核能系统的发展、与核能系统发展密切的抗辐照结构材料研发进展、第四代核能系统结构材料辐照性能研究新方法。第四代核能系统发展中,辐照引起材料性能退化是一个需要研究和解决的瓶颈问题。现有中子源都不能满足第四代核能系统结构材料高剂量中子辐照性能研究的要求。为此,发展了用于核能系统结构材料高剂量辐照性能快速检测加速器重离子辐照方法和第四代核能系统实际辐照工况模拟的重离子与氢和氦三束同时辐照新方法,文中进行了详细的介绍。最后介绍了中国原子能科学研究院核能系统结构材料辐照性能研究现状和近期发展计划。该院在HI-13串列加速器器上建立了多种不同用途的重离子辐照装置、三个独立加速器构成的重离子与氢和氦三束同时辐照实验平台,开展了一系列核能结构材料,例如国产改进型奥氏体钢、CLAM钢、1515钢、钽、钨等的辐照性能的系统测试和研究。为了更好地开展核能结构材料性能研究,从国外引进了一台超导直线加速器和一台可变能量重离子回旋加速器。结合现有2×13 Me V,2×1.7 MV串列加速器、30 Me V和100 Me V质子回旋加速器、高压倍加器,中国实验快堆、中国先进研究堆、微堆等,CIAE将建成一个比较完整和先进的核能系统结构材料辐照实验平台系统供国内外用户使用。