(优选)核材料的辐照效应
核电厂材料_2_第四章材料的辐照效应
原子位移
• 快中子的能量是MeV 级的，所以一个快中子会造 成上千个离位原子。在一定的温度下，缺陷可以 通过扩散发生复合（annealing）而消失，也可以 聚集而形成较大尺寸的缺陷团（位错环， 空洞）。 一个快中子会造成在10nm的长度上几百个位移原 子
• 中子与材料产生的核反应（n，α），（n，p）生 成的氦气会迁移到缺陷里，促使形成空洞
材料的辐照效应
• 2）辐照肿胀 辐照导致材料中产生大量的缺陷，缺陷聚集后产生空
位位错环和间隙位错环。空位位错环不易坍塌，因为核反 应产生的氦气易聚集在空位位错环内，而使其形成三维的 空洞造成体积膨胀；间隙位错环坍塌后在原晶体中多了一 个原子面，使体积增加。因此辐照导致材料的肿胀。
• 辐照肿胀与温度有关。如不锈钢大约在0.3-0.5Tm下辐 照肿胀量最大（当中子通量达1027n/m2时，肿胀可达 15%）。 低于此温度，空位、间隙原子可动性不大，被 冻结在材料中，高于此温度，缺陷复合的机会增加，肿胀 量就会减少。
核电厂材料
第四章 材料的辐照效应
• 一般概念 • 中子与材料的反应 • 原子位移 • 材料的辐照效应
概述
• 反应堆内存在各种类型的强烈核辐射 • 辐射会使得材料的物理和机械特性发生显
著的、破坏性的变化 • 辐射分类
– α、β、γ、中子、裂变产物 – β和γ对金属材料不会有永久破坏性作用 – α和裂变产物的作用主要在燃料内 – 中子的效应最显著
5）辐照诱导放射性 材料对中子的吸收会导致产生放射性核
素。在辐照下产生的长寿命同位素，会增 加废物处理的负担并给设备维修带来困难。 如Co59，通过（n，）反应产生Co60，而 Co60是长寿命同位素，放射性很强，很难 处理。所以核级材料中要严格控制钴的含 量。
核物理在材料辐照损伤研究中的应用
核物理在材料辐照损伤研究中的应用在当今科技飞速发展的时代，材料科学领域的研究不断取得新的突破，其中核物理在材料辐照损伤研究中的应用具有极其重要的意义。
材料在核反应堆、太空探索、医疗设备等众多领域中会受到各种辐射的影响，导致其性能下降甚至失效。
为了保障这些关键应用的可靠性和安全性，深入研究材料的辐照损伤机制并开发出抗辐照性能优异的材料显得至关重要。
首先，我们来了解一下什么是材料辐照损伤。
当材料暴露在高能粒子（如中子、质子、电子等）的辐射下，粒子与材料中的原子发生相互作用，传递能量，从而导致原子移位、产生缺陷、化学键断裂等一系列微观结构的变化。
这些变化会逐渐累积，影响材料的力学性能、电学性能、热学性能等宏观特性。
核物理在材料辐照损伤研究中的一个重要应用是利用粒子加速器产生的高能粒子束对材料进行辐照实验。
通过精确控制粒子的种类、能量、剂量等参数，可以模拟材料在不同辐射环境下的损伤情况。
例如，在研究核反应堆材料时，可以使用中子源模拟反应堆内的中子辐照环境，观察材料在长期辐照下的微观结构演变和性能变化。
这种实验方法能够为材料的设计和优化提供直接的依据。
同步辐射光源也是核物理研究中的重要工具，在材料辐照损伤研究中发挥着关键作用。
同步辐射光源具有高强度、高准直性、宽频谱等优异特性，能够为材料的微观结构分析提供极其灵敏和精确的手段。
例如，利用 X 射线衍射技术可以研究辐照后材料的晶体结构变化；小角 X 射线散射技术可以探测材料中纳米尺度的缺陷和析出相；X 射线吸收精细结构谱能够获取材料中原子的局域结构和化学环境信息。
这些技术的综合应用使得我们能够深入理解辐照损伤对材料微观结构的影响机制。
核物理中的各种探测技术对于研究材料辐照损伤也是不可或缺的。
例如，正电子湮没技术可以探测材料中的空位型缺陷；电子显微镜技术能够直接观察辐照导致的微观结构变化，如位错、晶界等；离子束分析技术可以确定材料中元素的分布和浓度变化。
这些探测技术相互补充，为全面揭示材料辐照损伤的本质提供了有力的支持。
第七讲 核材料的辐照效应讲解
3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
辐照对拉伸性能的影响
中子辐照铝的微观结构变化
铝的中子辐照实验是与硅的中子辐照同 时进行的。中子辐照时, 纯铝箔(纯度为99. 999% )包裹着硅。中子辐照实验在核反应 堆中进行, 辐照剂量为1015 —1016 neutron / cm2。辐照试样取出后, 放置一定时间, 等 到放射性降低后再对试样进行分析。利用 扫描电子显微镜( SEM) 、透射电子显微镜 ( TEM)和纳米显微力学硬度计对中子辐照 后的纯铝试样进行分析。
随着注量提高到4×1026n/m2，牌号1100技术纯铝不断 提高着强度极限和屈服极限，但相对延伸率仍然完全没变化。 甚至在高注量辐照下，也不会使铝明显脆化。加工变形铝的 特点是，辐照不但提高了强度性能，同时还保持了足够高的 塑性，所以铝的性能辐照后可能比辐照前要好
核能材料的性能及特性研究
核能材料的性能及特性研究核能材料是指作为核反应堆核心的燃料与结构材料，在核能领域发挥着重要的作用。
核能材料的性能和特性研究对于核能发展具有重要意义。
在本文中，将对核能材料的性能和特性研究展开探讨。
一、核能材料的性能1. 核能材料的物理性能核能材料的物理性能包括密度、热导率、热膨胀系数等等。
密度是核燃料的重要物理性质，核燃料的密度越高，核反应堆的输出功率就越大。
热导率决定了核燃料的热传递性能，热膨胀系数则是材料受温度变化时的体积变化程度，对核燃料材料的使用寿命有很大影响。
2. 核能材料的力学性能核能材料的力学性能主要包括材料的强度、硬度、韧性等等。
核能材料需要具备较高的强度和硬度，才能承受核反应堆的高温高压环境。
同时，核能材料还需要具备一定的韧性，以免在极端条件下产生断裂等问题。
3. 核能材料的化学性能核能材料的化学性能主要包括材料的腐蚀性和氧化性等等。
在核反应堆中，核燃料需要在极端的高温高压环境下稳定存在，不受材料本身的化学性质影响。
二、核能材料的特性研究1. 辐照效应辐照效应是指核能材料在高辐射剂量下所存在的物理和化学变化。
辐照效应是核能材料研究的重要方向之一。
辐照会导致材料中的缺陷和位错增加，材料的机械性能和导热性能都会受到影响。
辐照效应的研究可为合理选择材料提供依据。
2. 晶体缺陷和位错晶体缺陷和位错是核能材料研究的重要方向之一。
随着辐照量的增加，核能材料中的晶体缺陷和位错会不断增加，从而影响材料的力学性能和导热性能。
因此，晶体缺陷和位错的研究是核能材料研究的重要方向之一。
3. 氢脆性氢脆性是指材料在吸氢后变得易于断裂的现象。
在核能领域，氢脆性对于材料的使用寿命具有重要影响。
因此，氢脆性的研究在核能材料研究中也占有重要地位。
结论：核能材料作为核能领域的重要物质，其性能和特性的研究对于核能的安全稳定发展至关重要。
本文对核能材料的性能和特性进行了探讨，为核能研究提供了参考。
未来，需要进一步深入探讨核能材料性能和特性的研究，为核能的可持续发展做出更大的贡献。
核电站仪表组件和材料的耐辐照性能
美国lwrilitts对此做过大量研究并发表专著电子器件核加固基础他们的研究成果表明集成电路的极限辐射剂量为10kgy中科华北京分公司曾对含有集成电路芯片lm231运放器lml58稳压器mc78系列及二三极管的核电站主泵频万方数据核电站仪表组件和材料的耐辐照性能67率电流转换器进行了累积辐照剂量约20kgy的c060y源辐照试验试验结束后板件外观颜色变深集成电路芯片lm231及运放器lml58等器件失效
ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｔｏ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｄｏｓｅ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｌｅｖｅｌ（１Ｅ）ａｒｍｏｒｅｄ ｔｈｅｒｍｏｃｏｕｐｌｅ，ａｓ ａ ｓｕｐｐｌｅｍｅｎｔ ｔｏ ｔｈｅ ｒｅｌｅｖａｎｔ ｓｔａｎｄａｒｄｓ；ａｎａｌｙｚｅｓ
ａｎｄ ｓｕｍｍ ａｒ ｉｚｅｓ ｔｈｅ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｏｆ ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄｓ，ｇｉｖｅｓ ｔｈｅ ｓｕｇｇｅｓｔｉｏｎ ｏｆ ｅｑｕｉｐｍ ｅｎｔ ｑｕａｌｉｆ ｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄｓ ｆｏｒ ｓｐｅｃｉａｌ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ ｐｌａｃｅ ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ，ｓｕｍ ｍａｒ ｉｚｅｓ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｏｆ ｃｏｍ ｍｏｎｌｙ ｕｓｅｄ ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ ｓｅａｌｉｎｇ ｍａｔｅｒｉａｌｓ ｉｎ ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ｃｏｎｔｒｏｌ ｐａｎｅｌ ａｎｄ ｖａｒｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｔｙｐｉｃａｌ ｄｅｖｉｃｅｓ ｗｉｔｈ ｒａｄｉａｔｉｏｎ，ｐｒｏｖｉｄｅｓ ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ｆｏｒ ｐｕｂｌｉｃ ａｎｄ ｒｅｌａｔｅｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｓｕｐｐｌｉｅｒｓ ｔｏ ｕｎｄｅｒｓｔａｎｄ ｔｈｅ ｋｎｏｗｌｅｄｇｅ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｒａｄｉａｔｉｏｎ． Ｋｅｙｗ ｏｒｄｓ：ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｄｏｓｅ；ｗｅｉｇｈｔｉｎｇ ｆａｃｔｏｒ；ｆｌｕｅｎｃｅ；ｔｈｅｒｍｏｃｏｕｐｌｅ；ｃｉｒｃｕｉｔ ｂｏａｒｄ；ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ ｓｅａｌｉｎｇ ｍａｔｅｒ ｉａ１．
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在长期运行过程中会受到辐照的影响，导致材料的损伤效应。
为了提高核反应堆的安全性和可靠性，科学家们研发了辐照增强材料，以抵抗辐照引起的损伤效应。
一、核反应堆中的损伤效应核反应堆中的损伤效应主要包括辐照损伤、辐照诱发的缺陷和辐照引起的材料性能变化。
1. 辐照损伤辐照损伤是指材料在受到辐照后，晶体结构发生变化，导致材料的物理和力学性能发生变化。
辐照损伤主要包括位错、空位、间隙等缺陷的形成和聚集，以及晶体结构的变形和破坏。
2. 辐照诱发的缺陷辐照诱发的缺陷是指在材料中由于辐照引起的缺陷形成。
这些缺陷包括空位、间隙、位错等，它们会导致材料的力学性能下降，甚至引发材料的断裂。
3. 辐照引起的材料性能变化辐照会引起材料的物理和化学性质发生变化，包括晶体结构的改变、晶粒尺寸的增大、晶界的移动等。
这些变化会导致材料的力学性能、热学性能、电学性能等发生变化。
二、辐照增强材料为了抵抗核反应堆中的辐照损伤效应，科学家们研发了辐照增强材料。
辐照增强材料是指在材料中添加一定的元素或合金，以提高材料的抗辐照性能。
1. 晶界工程晶界工程是一种通过控制晶界的结构和性质，来提高材料的抗辐照性能的方法。
晶界是晶体中两个晶粒的交界面，它对材料的力学性能和辐照损伤具有重要影响。
通过调控晶界的结构和性质，可以减缓辐照损伤的发展，提高材料的抗辐照性能。
2. 溶质强化溶质强化是一种通过在材料中添加溶质元素，来提高材料的抗辐照性能的方法。
溶质元素可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的溶质元素包括镍、铬、钼等。
3. 相变强化相变强化是一种通过控制材料的相变过程，来提高材料的抗辐照性能的方法。
相变可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的相变材料包括铁素体、奥氏体等。
三、辐照增强材料的应用辐照增强材料在核反应堆中具有广泛的应用。
核材料辐照效应
第四章
主讲：黄群英
FDS 团队
中国科学技术大学 核科学技术学院 中国科学院 等离子体物理研究所
E-mail: qyhuang@
裂变堆结构与材料
堆芯 堆 内构件 控制
棒 反射层 压力容器
裂变堆原理图
压水堆结构图
聚变堆结构与材料
严酷 服 役环境
》 离位损伤的计算机模拟
模拟和定量计算材料中的级联碰撞和离位原子在材料中的分布形态。
右图为约500个原子的铜单晶点 阵原子的受撞模拟：
图a：级联碰撞过程 图b：缺陷（离位原子和空位） 的分布
注意，本章中离位损伤的计算均未考虑缺陷的回复（如间隙原子与邻近空位的复合）
离位峰和热峰
》 离位峰
Brinkman提出描绘级联碰撞结束时的Frenkel缺 陷分布模型：PKA 的高密度碰撞会驱使沿途碰撞 链上的原子向外运动，因此在级联碰 撞区域中心 附近的缺陷主要是空位，而间隙原子则分布在中 心空位 区的周边外围。这种空位和间隙原子相互 分离的现象称为离位峰。
第一节 辐照原理
1 碰撞与离位 碰撞Hale Waihona Puke 能量传递离位阈能和入射粒子阈能
2 级联与损伤函数 3 离位损伤剂量 离位原子数 计
算机模拟
4 微观结构 离位峰与热峰 沟道
效应和聚焦碰撞 Seeger对离位峰 的修正
碰撞与能量传递
先不考虑晶体效应和原子间的作用势，仅从经 典力学计算。设质量为M1和能量为E0的中子 与质量为 M2的靶原子发生碰撞。
•原子将脱离点阵节点而留下空位，离位原子而不能跳回原位时， 停留在品格间隙之中形成 间隙原子。间隙原子和留下的空位合称 为Frenkel对缺陷，这种损伤类型成为离位。
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究在探索清洁能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。
与传统的核裂变反应相比，核聚变具有燃料丰富、放射性废物少、安全性高等诸多优点。
然而，要实现可控核聚变并将其商业化应用，我们面临着诸多技术挑战，其中之一便是核聚变反应堆材料的耐辐照性问题。
当核聚变反应发生时，会产生大量的高能粒子和强辐射，这些粒子和辐射会对反应堆内部的材料造成严重的损伤。
因此，研究和开发能够承受这种极端辐照环境的材料，是实现核聚变能源实用化的关键之一。
首先，我们来了解一下核聚变反应堆中的辐照环境。
在反应堆中，主要的辐照粒子包括中子、质子、氦离子等。
其中，中子的能量通常较高，穿透力强，能够与材料中的原子核发生碰撞，导致原子移位、晶格损伤、气泡形成等一系列问题。
质子和氦离子虽然能量相对较低，但它们在长期辐照下也会对材料的性能产生不可忽视的影响。
在众多材料中，金属材料由于其良好的导热性、机械性能和可加工性，成为核聚变反应堆结构材料的重要选择。
然而，金属材料在辐照环境下的性能退化是一个严重的问题。
例如，奥氏体不锈钢在中子辐照下会出现硬化、脆化现象，导致其韧性和延展性下降，从而增加了材料失效的风险。
此外，辐照还会导致金属材料中的微观结构发生变化，如位错密度增加、析出相形成等，这些都会影响材料的性能。
为了提高金属材料的耐辐照性能，科学家们采取了多种策略。
一种方法是通过合金化来改善材料的性能。
例如，在不锈钢中添加镍、钼等元素，可以提高其抗辐照能力。
另一种方法是对材料进行微观结构调控，如细化晶粒、引入纳米析出相等。
这些微观结构的改变可以有效地阻碍位错运动，从而提高材料的强度和韧性。
除了金属材料，陶瓷材料在核聚变反应堆中也有潜在的应用前景。
陶瓷材料具有良好的耐高温性能和抗辐照性能，如碳化硅、氮化硅等。
然而，陶瓷材料的脆性较大，限制了其在结构部件中的应用。
为了解决这一问题，科学家们正在研究通过纤维增强、复合化等手段来提高陶瓷材料的韧性。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
所致。
二铁合金的粒子辐照效应
1 辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响 利用氢离子（H+）束和电子（e-）束，双束（H+/e-）同时 辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究辐 照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下 原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现：辐照前和 15dpa辐照后约10-20nm氧化物的尺寸并没有明显变化，而氧 化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物的稳定性。 当辐照温度升高至823K时，大尺寸的氧化物Y2O3与基体的 相界面变得不规则，但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。 实 弥验散结强果化表相明Y2：O3弥与散铁强素化体相相Y界2O面3尺变寸得稳粗定糙，与无氢明的显存溶在解，现促象进。 铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。
离子辐照前后实验材料的显微组织
3.450 ℃高能电子辐照对CLAM 钢微观结构 的影响
为了研究低活化马氏体CLAM 钢的抗辐照肿胀性 能,在450 ℃下对CLAM 钢进行大剂量高能电子辐 照的原位动态实验. 利用超高压透射电子显微镜观 察发现,CLAM 钢中产生了大量的间隙原子型位错 环和多面体形状的辐照空洞. 分析了它们的形核和 长大规律以及相关机制. 计算表明,CLAM 钢在高 能电子辐照下的最大肿胀率为0.26 % ,具有较好 的抗辐照肿胀性能.
理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化
A 传统晶态合金
B 纳米晶材料
1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010);
2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010)
一 锆合金的辐照效应
❖ 1. 单位体量材料积中位移原子数与原子总数之比 定义为原子位移（dpa），通常以其值来衡的辐 照损伤程度，在典型轻水堆电站中锆合金包壳每 一次循环下所受到的辐照损伤为20(dpa)，约相当 于10-7dpa/s,可见很严重。
Байду номын сангаас
提高锆合金耐蚀性能的方法
Thorvaldsson用确定累积退火参数A 的最佳范围来制定 最佳热处理工艺; Ogata提出在ASTM 规定的合金元素 成分范围内降低Sn 含量而提高其它合金元素含量可以 提高抗均匀腐蚀和疖状腐蚀的性能; 周邦新提出用最佳 热处理工艺提高锆合金的耐蚀性; Sabo l开发了ZIRLO 合金, 大幅度提高了耐蚀性能。这一系列方法归根到底 是从改变包壳材料的合金元素分布以提高其耐蚀性能。 为了提高包壳材料的耐蚀性能, 我们既可以进行耐高温 腐蚀的新包壳材料的研制, 又可以对现有包壳材料进行 改进, 如选择最佳热处理工艺、最佳合金成分, 表面激 光处理及表面预生膜等方法都是进一步提高锆合金耐 蚀性能的可以尝试的办法。
辐照前12Cr-ODS钢组织形貌
723K双束辐照后氧化物形貌变化
823K双束辐照后氧化物形貌变化
2低活化铁素体/ 马氏体钢离子辐照后的微观 结构变化
采用100 keV 的氢离子在450 摄氏度对两种成分的低活化 铁素体/ 马氏体钢进行了辐照实验; 同时为了对比研究低活 化铁素体/ 马氏体钢中的合金元素在辐照过程中的行为, 将 Fe-10Cr 合金以及纯铁一起进行了离子辐照. 通过透射电 子显微镜观察发现, 当辐照剂量为1×1017 H + / cm2 时, 在 低活化铁素体/ 马氏体钢中产生了一定数量的位错缺陷, 另 外, 发现有大量富含合金元素Cr 的点状析出物产生.
Zr-4合金的中子辐照生长
对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水
堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中
子注量为4.2×1020/cm2(E>1.0MeV)。试验结
果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量
增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生
长应变可用
表达式描述,
两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响
❖ 2. 要使锆原子位移就必须向其提供足够的能量， 这一位移能量阈值Ed为25~27ev.而对于1Mev的 入射中子，锆原子接受的反冲能量平均值为 20kev，其最大值可达40kev，显然都远高于锆原 子位移所需的能量，从而出现初级位移原子。
❖ 3. 在（2~3）×1019n/cm2的注量后观察到了 空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要 是<a>型1/3<1120>环，空位环和间隙环大体 上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于 辐照温度和注量，注量达到 (3~8)×1021n/cm2后还产生<c>型1/6<2023> 环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐 照下锆合金中未发现空洞的存在。
锆合金辐照生长
锆合金辐照力学行为的变化
中子辐照对锆合金氧化性能的影响
中子辐照, 尤其是快中子辐照导致氧化膜和金属基 体内产生大量原子移位, 形成大量缺陷, 包括点缺 陷、位错和空洞等。其中最简单, 且浓度最大的是 Frankel 缺陷对。这些缺陷势必对氧离子的迁移产 生影响。此外, 由于金属锆氧化后体积增大, 氧化 膜处于压应力状态, 这将导致位错密度的增加; 中 子辐照下, 水将分解生成H2, H2在氧化膜内聚集使 氧化膜脆化; 中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕 变, 直接改变氧化膜的应力状态, 甚至使氧化膜开 裂和脱落。
粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种 碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击 其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷 萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微 观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到 宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤， 性能失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体 内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐 照性的最根本原因。
（优选）核材料的辐照效应
反应堆材料的辐照问题
反应堆（特别是堆内）晶态合金材料在长期经受各 种粒子、射线辐照，特别是中子辐照时产生结构和 性能的变化。表现为：辐照生长、肿胀、蠕变加快、 氢脆氧化、应力开裂、塑性和韧性下降等。即结构 不稳定，机械、物理、化学性能逐步下降，影响其 服役寿命。
核材料的辐照效应本质