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近服役环境下包层铸件结构材料中离位损伤的模拟研究
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作者 姜少宁 张守帅 +5 位作者 宋莹 刘国强 孙中恒 陈永阳 任桂祥 张彦 《铸造工程》 2022年第3期36-42,共7页
包层是聚变反应堆中靠近等离子体的重要部件,包层结构材料受到高能粒子轰击,其组织和性能可能发生显著变化。为了更好地发挥包层的辐射屏蔽作用,模拟研究了包层铸件候选结构材料CLAM钢和钒合金中的离位损伤。通过SRIM软件模拟聚变堆中的... 包层是聚变反应堆中靠近等离子体的重要部件,包层结构材料受到高能粒子轰击,其组织和性能可能发生显著变化。为了更好地发挥包层的辐射屏蔽作用,模拟研究了包层铸件候选结构材料CLAM钢和钒合金中的离位损伤。通过SRIM软件模拟聚变堆中的氢(H)、氘(D)、氦(He)三种离子分别注入CLAM钢和钒合金来观察材料的抗辐照能力,纯铁、纯钒作为基体参考。结果表明:相同剂量下三种离子注入靶材,在钒合金中产生的离位损伤(dpa)最小,这说明相较于CLAM钢、纯铁、纯钒三种材料,钒合金具有较高的抗辐照能力。同时,两种基体的离位损伤模拟分析发现,钒基体的抗中子辐照能力优于铁基体。此外,研究还发现,当同种离子在相同剂量下分别注入这四种材料中,H离子注入靶材料产生的离位损伤最低,He离子最高。这说明He离子在材料中产生的缺陷较多。 展开更多
关键词 核聚变 包层铸件结构材料 SRIM模拟 辐照损伤
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