材料問題是制約核能發(fā)展的關(guān)鍵因素之一。先進核能系統(tǒng)（第四代反應(yīng)堆,聚變堆,ADS）中高溫、強輻照、強腐蝕等嚴(yán)酷的工作環(huán)境對結(jié)構(gòu)材料的抗輻照腐蝕性能提出了更高的要求。9-12%鐵素體/馬氏體鋼由于具有優(yōu)異的高溫蠕變抗性,較強的抗輻照腫脹性和幾何穩(wěn)定性,低熱膨脹系數(shù)以及高熱導(dǎo)率等優(yōu)良特性,已作為先進核能系統(tǒng)重要的候選結(jié)構(gòu)材料得到了世界范圍內(nèi)的普遍認(rèn)可。自離子輻照除具備載能離子高效、參數(shù)可控、放射性低、經(jīng)濟性強等優(yōu)勢外,其輻照過程僅產(chǎn)生位移損傷而不引入摻雜的獨特優(yōu)勢使其成為研究輻照位移損傷的重要工具。針對鐵素體/馬氏體鋼位移損傷效應(yīng)的研究不僅能為材料在先進核能系統(tǒng)中的應(yīng)用積累數(shù)據(jù),同時在微結(jié)構(gòu)演化導(dǎo)致的材料性能退化的基礎(chǔ)研究方面具有重要的學(xué)術(shù)意義。本論文利用3.25Me V和1.625Me V單能Fe離子在室溫、300、450和550℃不同注量下對SIMP和T91鋼進行輻照,并通過慢正電子多普勒展寬譜（DBPAS）、透射電鏡（TEM）,納米壓痕技術(shù)（NIT）等測試手段,系統(tǒng)研究了不同輻照條件材料微觀結(jié)構(gòu)及力學(xué)性能的演化,并對SIMP鋼進行了簡要評價。1、研究了Fe離子輻照鐵素體/馬氏體鋼的空... 

【文章來源】：中國科學(xué)院大學(xué)(中國科學(xué)院近代物理研究所)甘肅省

【文章頁數(shù)】：144 頁

【學(xué)位級別】：博士

【部分圖文】：

ITER示意圖

自離子輻照鐵素體/馬氏體鋼引起的位移oled fast reactor）和鉛冷快堆（LFR，Lead-cooled fast reactor）。其 MSR 為熱中子反應(yīng)堆，GFR，SFR 和 LFR 為快中子反應(yīng)堆。反應(yīng)堆的示意圖。相對于現(xiàn)行核電技術(shù)，第四代反應(yīng)堆有如下產(chǎn)生的核廢料的半衰期，從數(shù)百萬年降至數(shù)百年；燃料利用效率，同等數(shù)量的核燃料多產(chǎn)出 100 至 300 倍的能量消耗現(xiàn)有的核廢料發(fā)電；運行安全性大幅提高。

使次臨界包層系統(tǒng)維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)以得到能量和利用多余的中子增殖核材料和嬗變核廢物。圖 1.3 給出了 ADS 系統(tǒng)的示意圖。ADS 系統(tǒng)主要由四部分組成[6，9]： 加速器：能量約為 1000MeV 的中能強流質(zhì)子加速器。為次臨界系統(tǒng)提供外源中子，用以驅(qū)動次臨界反應(yīng)堆運行； 散裂靶：加速器與次臨界反應(yīng)堆的耦合部件。為系統(tǒng)提供外加中子源，以維持次臨界反應(yīng)堆中的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)； 次臨界反應(yīng)堆：系統(tǒng)的“心臟”，其有效中子倍增系數(shù)小于 1，發(fā)生的是次臨界反應(yīng)。外源中子慢化所需的中子能量及空間分布、核燃料的增殖、核廢料的嬗變以及能量的產(chǎn)出過程都發(fā)生在該部分中； 原址的放化分離設(shè)施：處理次臨界堆排出的放射性廢物。對其分離加工后，將其中高放廢物送回反應(yīng)堆中進行嬗變。

【參考文獻】：
期刊論文
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[2]國際合力攻關(guān)超臨界水冷堆技術(shù)中材料和傳熱流動兩大難題[J]. 姚煥.  中國核工業(yè). 2007(04)
[3]利用高能離子模擬研究反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料中的輻照效應(yīng)[J]. 王志光.  原子核物理評論. 2006(02)
[4]加速器驅(qū)動放射性潔凈核能系統(tǒng)[J]. 丁大釗,傅世年.  現(xiàn)代物理知識. 2001(01)

博士論文
[1]金屬間化合物點缺陷的正電子湮沒研究[D]. 張?zhí)m芝.中國科學(xué)院研究生院（高能物理研究所） 2007
[2]鋁和不銹鋼中氦行為研究[D]. 陳長安.中國工程物理研究院北京研究生部 2003

碩士論文
[1]新型高Si鐵素體/馬氏體鋼顯微組織與力學(xué)性能研究[D]. 周敏.南京理工大學(xué) 2013
[2]正電子湮滅對聚變堆用中國低活化馬氏體鋼的研究[D]. 章征柏.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2009



本文編號：3091446