本論文主要對(duì)超臨界水冷堆的四種候選材料進(jìn)行了離子輻照損傷研究,這四種候選材料分別是鎳基合金C-276、鎳基合金718、鐵素體/馬氏體鋼P(yáng)92和奧氏體不銹鋼HR3C。最后還對(duì)核聚變反應(yīng)堆候選結(jié)構(gòu)材料—超潔凈低活化馬氏體鋼(SCRAM鋼)進(jìn)行了離子輻照析出行為的研究。 1、對(duì)鎳壤合金C-276在不同的輻照溫度條件下進(jìn)行不同劑量(0.28dpa～82.5dpa)的氬離子輻照,在500℃下對(duì)C-276合金進(jìn)行了4.5dpa的自離子(Ni離子)輻照。主要利用透射電子顯微鏡研究了輻照后樣品微觀結(jié)構(gòu)的變化,結(jié)果表明：低劑量(0.83dpa-2.75dpa)輻照后出現(xiàn)了黑斑缺陷；高劑量(6dpa-27.5dpa)輻照后出現(xiàn)了高密度大尺寸的位錯(cuò)環(huán)；82.5dpa高劑量的輻照后,大尺寸的晶粒碎化成為亞晶粒,亞晶粒的尺寸分別通過透射電鏡和掠入射小角度X射線衍射測(cè)出。還利用原子力顯微鏡表征了C-276合金在室溫下進(jìn)行不同劑量輻照后的表面損傷情況。高溫Ni離子輻照也導(dǎo)致了高密度的位錯(cuò)環(huán)出現(xiàn),位錯(cuò)環(huán)的主要類型分別為(a/3)<111>和(a/2)<110>類型。 2、在高溫條件下對(duì)鎳基合金...

【文章頁數(shù)】：134 頁

【學(xué)位級(jí)別】：博士

【文章目錄】：
論文創(chuàng)新點(diǎn)
目錄
摘要
ABSTRACT
第一章 緒論
    1.1 引言
    1.2 核材料簡(jiǎn)介
        1.2.1 核燃料
        1.2.2 燃料包殼材料
        1.2.3 反應(yīng)堆壓力容器材料
        1.2.4 聚變反應(yīng)堆的第一壁材料
    1.3 超臨界水冷堆與其候選材料
    1.4 核聚變反應(yīng)堆與其候選材料
    1.5 輻照損傷的基本知識(shí)
        1.5.1 輻照導(dǎo)致的晶體缺陷
        1.5.2 離子模擬中子輻照損傷
        1.5.3 離子輻照和中子輻照的對(duì)比
        1.5.4 輻照導(dǎo)致的偏析和析出
    1.6 離子輻照損傷的實(shí)驗(yàn)設(shè)備和表征儀器
        1.6.1 離子輻照的實(shí)驗(yàn)設(shè)備：200keV注入機(jī)
        1.6.2 離子輻照損傷的實(shí)驗(yàn)表征儀器
    1.7 本文的研究?jī)?nèi)容和安排
第二章 超臨界水冷堆候選材料：鎳基合金C-276和718的離子輻照損傷研究
    2.1 引言
    2.2 鎳基合金C-276的離子輻照損傷研究
        2.2.1 實(shí)驗(yàn)樣品的準(zhǔn)備和離子輻照及表征實(shí)驗(yàn)
            2.2.1.1 實(shí)驗(yàn)樣品的準(zhǔn)備
            2.2.1.2 離子輻照實(shí)驗(yàn)和表征方法
        2.2.2 鎳基合金C-276在室溫下的氬離子輻照損傷研究
            2.2.2.1 輻照導(dǎo)致黑斑缺陷的出現(xiàn)
            2.2.2.2 輻照導(dǎo)致大尺寸位錯(cuò)環(huán)的出現(xiàn)
            2.2.2.3 輻照導(dǎo)致亞晶粒的出現(xiàn)
            2.2.2.4 輻照導(dǎo)致鎳基合金C-276表面的變化
        2.2.3 鎳基合金C-276的高溫氬離子輻照損傷研究
            2.2.3.1 TEM表征鎳基合金C-276在高溫氬離子輻照后的微觀結(jié)構(gòu)變化
            2.2.3.2 位錯(cuò)環(huán)尺寸的實(shí)驗(yàn)結(jié)果與理論模擬的對(duì)比
        2.2.4 鎳基合金C-276在500℃下的自離子輻照損傷研究
        2.2.5 小結(jié)
    2.3 高溫氬離子輻照對(duì)鎳基合金718的強(qiáng)化析出相的影響
        2.3.1 樣品的制備和輻照實(shí)驗(yàn)
        2.3.2 輻照導(dǎo)致析出相變化的結(jié)果和討論
        2.3.3 小結(jié)
第三章 超臨界水冷堆候選材料：鐵素體/馬氏體P92鋼離子輻照損傷研究
    3.1 引言
    3.2 樣品的制備和離子輻照實(shí)驗(yàn)
        3.2.1 樣品的制備
        3.2.2 樣品的輻照實(shí)驗(yàn)
        3.2.3 樣品的表征方法
    3.3 鐵索體/馬氏休P92鋼在室溫下的氬離子輻照損傷研究
        3.3.1 X射線衍射(XRD)和選區(qū)電子衍射(SAED)結(jié)果分析
        3.3.2 透射電子顯微鏡的表征
            3.3.2.1 基體中碳化物的演變
            3.3.2.2 基體的演變
            3.3.2.3 TEM-EDX的結(jié)果
    3.4 鐵索體/馬氏體P92鋼在高溫下的氬離子輻照損傷研究
        3.4.1 高溫輻照下基體中碳化物的演變
        3.4.2 高溫輻照下基體中細(xì)小碳化物的重新析出
        3.4.3 高溫輻照下基體中輻照腫脹現(xiàn)象出現(xiàn)
        3.4.4 掃面電子顯微鏡和原子力顯微鏡對(duì)樣品表面損傷情況的分析
    3.5 本章小結(jié)
        3.5.1 室溫條件下氬離子對(duì)P92鋼輻照損傷研究結(jié)論
        3.5.2 高溫條件下氬離子對(duì)P92鋼輻照損傷研究結(jié)論
第四章 超臨界水冷堆候選材料：奧氏體不銹鋼HR3C在高溫條件下的輻照損傷研究
    4.1 引言
    4.2 樣品的制備和離子輻照實(shí)驗(yàn)
    4.3 實(shí)驗(yàn)結(jié)果和討論
        4.3.1 較低的輻照溫度(290℃)下HR3C鋼的微觀結(jié)構(gòu)的變化
        4.3.2 較高輻照溫度下(550℃)HR3C鋼中析出物的演變行為
        4.3.3 高溫高劑量的輻照導(dǎo)致氬泡的出現(xiàn)
    4.4 本章小結(jié)
第五章 核聚變反應(yīng)堆候選結(jié)構(gòu)材料：低活化鐵素體/馬氏體鋼(SCRAM鋼)的輻照析出行為研究
    5.1 引言
    5.2 樣品的制備和輻照實(shí)驗(yàn)
    5.3 實(shí)驗(yàn)結(jié)果和討論
        5.3.1 SCRAM鋼中Ti元素的添加對(duì)析出行為的影響
        5.3.2 位移損傷對(duì)析出行為的影響機(jī)制
        5.3.3 注入氫離子對(duì)輻照析出行為的影響
    5.4 本章小結(jié)
第六章 全文總結(jié)
參考文獻(xiàn)
攻讀博士學(xué)位期間發(fā)表的文章和專利
致謝



本文編號(hào)：3762003