4 核材料辐照效应
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
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。
(优选)核材料的辐照效应
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。
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究核聚变作为一种清洁、可持续的能源形式，备受科学家们的关注。
然而，核聚变反应堆中的材料辐照效应给其应用带来了一定的挑战。
本文将探讨核聚变反应堆中材料辐照效应的研究，以及相关的挑战和前景。
在核聚变反应堆中，高能中子在与材料相互作用时会引起辐射损伤。
这些损伤可能导致材料的物理和化学性质的变化，限制了反应堆的寿命和性能。
因此，研究材料的辐照效应对于设计和改进核聚变反应堆至关重要。
为了研究材料的辐照效应，科学家们采用了多种技术和方法。
其中一种常用的方法是利用离子束辐照实验。
通过将高能离子束轰击样品，科学家们可以模拟中子辐照对材料的影响。
这种方法可以用来评估材料的辐照损伤程度、研究辐照引起的晶格结构和组织的变化等。
除了离子束辐照实验外，还有其他一些研究方法被广泛应用于材料的辐照效应研究中。
例如，透射电子显微镜（TEM）和扫描电子显微镜（SEM）可以用来观察材料的微观结构和缺陷。
X射线衍射（XRD）和拉曼光谱等技术可以进一步揭示材料的结构变化和晶格畸变。
材料的辐照效应主要表现为晶格缺陷的形成和累积。
在辐照过程中，中子会与材料中的原子相互作用，撞击原子并将它们从原子晶格中击出。
这些撞击所产生的空位和间隙被称为位错。
位错的积累会导致材料的机械性能下降，使其容易变脆和脆裂。
此外，辐照还会引起材料的微观结构和宏观性质的变化。
例如，辐照会导致材料的晶格变形和畸变，使金属材料的电导率下降，导致半导体材料的导电性能发生改变。
辐照还会引起材料的气泡形成和膨胀，从而降低材料的密度和强度。
面对材料辐照效应带来的挑战，科学家们不断努力寻找新材料和改进材料性能，以提高核聚变反应堆的效率和可靠性。
一些研究重点是寻找抗辐照材料和开发辐照后自愈合能力的材料。
这些材料可以通过自愈合或结构重新排列来减轻或修复辐照引起的损伤。
此外，模拟辐照损伤并预测材料性能的数值模拟方法也取得了重要进展。
通过建立数学模型和计算方法，科学家们可以预测材料在不同辐照条件下的性能变化，并优化材料的设计和配方。
第四章核能材料.解析
4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻，因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求，一方面堆芯设计不断更 新，另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明，Gd2O3是一种良好的材料。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能： 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损；α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构；位错密度等于10-14，断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能，即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应，他通过研究发现，铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核，同时放出三个中 子，这一过程伴随着能量的放出，这个过程就是核裂变反 应，放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外，由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在 一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与 统计，防止损失与扩散。
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
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核材料辐照损伤研究及其预测
核材料辐照损伤研究及其预测第一章绪论核材料辐照损伤是指在核能环境下受到辐照后发生的物理、化学和结构损伤。
由于核能技术的广泛应用，能量密度较大的核辐照在材料中产生了大量的宏观和微观缺陷，对材料的力学和物理性质产生了深远影响。
本文将讨论核材料辐照损伤研究的现状和未来方向，以及辐照损伤的预测方法。
第二章核材料辐照损伤研究现状核材料辐照损伤的研究涉及到材料科学、物理学和化学等多个学科领域。
在材料科学研究中，通常采用中子、离子或电子等辐照源对材料进行辐照实验，研究材料的微观结构和性质变化。
在物理学研究中，研究材料的电子、磁性、热等性质的变化。
在化学研究中，研究材料在辐射环境下发生的化学反应和动力学过程。
现有研究表明，辐照会造成材料晶格中原子和空位的增加，导致材料的强度、脆性、塑性和导电性等性质的变化。
此外，辐照还会引起材料的晶界、夹杂和缺陷等宏观结构变化，对材料的断裂韧性、疲劳寿命和应变析出等方面造成影响。
这些实验结果为核材料辐照损伤的研究提供了基础。
第三章核材料辐照损伤预测方法尽管实验方法可以揭示材料的辐照损伤的变化，但这些方法往往具有局限性，因为它们对数据的采集和分析需要大量的时间和资源。
因此，需要开发新的通过计算模拟获得材料辐照效应的方法。
在过去的二十年中，计算机模拟方法已成为研究核能材料辐照损伤的重要工具。
利用计算机模拟，可以对材料在辐照环境下的结构和性质进行深入分析和预测。
这些模拟方法可以基于微观尺度、宏观尺度和剪切尺度上分析材料的响应。
一些常用的计算机模拟方法包括：分子动力学模拟、相场模拟、晶格动力学模拟、有限元方法等。
除了计算机模拟方法外，还可以利用机器学习方法来预测材料的辐照损伤。
机器学习是指人工智能领域的一种方法，通过学习数据模式，让计算机自行发现规律。
机器学习已经被应用于多个领域，包括材料科学。
通过建立材料数据库和模型，可以预测材料的性质和响应。
这对于开发新的高性能、辐照性能良好的材料具有重要意义。
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嬗变（永久效应）
材料被撞原子发生核反应。
离位（可逆效应）
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。
晶体材料结构
原子堆积图
晶格
晶胞
晶体材料的辐照损伤
单晶在辐照下的缺陷形成过程（MD模拟）
第四章
核材料辐照效应
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
800
UTS
UTS, YS (MPa)
750
700
650
YS
Irradiated Unirradiated
600
Irradiated
DPA = N d / n0
中子通量密度 辐照时间 材料单位体积原子数 靶核散射截面 损伤函数
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）
离位阈能和入射粒子阈能
离位阈能（Ed）
离位阈能是被撞原子离开其平衡位置所需的最低临界能量。 除贵金属外，常用金属的离位阈能约为25eV 。 如果T < Ed ，则被撞原子受周围原子的约束而不能离开所处的晶格点阵位 置，只能以热振动方式消失所吸收的能量； 如果T > Ed ，则被撞原子有可能克服周围原子的阻碍作用，离开自己所处的 点阵平衡位，留下一个空位，并有可能在离空位一定距离(与晶 体方向有关)的原子间隙处停留下来，成为间隙原子，并与原空 位共同形成Frenkel对缺陷。
辐照产生的缺陷团会阻碍位错的运动形成硬化，性能上表现为辐 照后强度升高，尤其是屈服强度增加更快。
辐照损伤
辐照脆化（Irradiation Induced Embrittlement）
随着温度下降，材料会在某一特定温度附近发生由韧性断裂向脆 性断裂的突然变化，这个转变温度通常称为韧脆转变温度 DBTT，辐照后将向高温方向移动。
正碰
根据弹性碰撞中能量和动量的守恒方程，可 求出中子传给靶原子的最大能量（二体迎头 正碰撞时） 为
（μ：中子能量损失系数）
随机碰撞
将直角坐标换成质心系(二体质心同速运动)坐标参数后，代入能量、动量守 恒方程，即可解出随机碰撞时的能量传递为
（θ：质心散射角）
靶核质量M2愈小，μ愈大，即传递给靶原子的能量就越多； 靶核质量M2愈大，μ愈小，即传递给靶原子的能量就愈少。
位错对点缺陷的择优吸收
位错通过应力场与点缺陷的应力场交互作用，吸引点缺陷向位错聚集，位错 对间隙原子的引力较强，或称之为俘获半径大。 因此空位浓度比间隙原子高，过剩空位聚集形成三维空洞，引起体积肿胀。
过剩点缺陷的演化
过剩空位成双空位。 过剩间隙原子成哑铃型间隙原子。
体心立方晶体中的哑铃型间隙原子
辐照缺陷
回复过程有五个阶段（退火温度不同） 一间隙模型
在辐照损伤研究领域，但“一间隙模型”已经得到了绝大多数研究者的承认。 第I阶段：填隙原子迁移与空位结合，
点缺陷的湮没引起缺陷浓度的迅速减少。
第II阶段：残留的填隙原子相互聚集，
形成填隙原子团。
第III阶段：空位开始迁移并与填隙原 子团结和，从而使填隙原子团消失。 第IV阶段：空位相互聚集形成空位团。 第V阶段：空位团分解成单个空位，分
金兴-皮斯(Kinchin-Pease, K-P)模型
应用最广的模型，从撞出能量与撞出概率的关系中建立的。 K-P模型有如下许多简化假定： (1) 所有串级碰撞都是同类原子刚性球的二体碰撞； (2) 只计两原子间的作用势，不考虑晶格影响； (3) PKA撞出晶格原子的离位概率Pd(T)与被击原子接受的能量T的关系用单值 阈能的阶跃函数表示； (4) PKA能量大于电子激发能量Ec(Ei)时，主要产生非弹性碰撞的电子激发； PKA能量小于电子激发能量Ec(Ei)时，主要产生弹性碰撞的离位效应。
金兴-皮斯模型的损伤函数结果
将PKA的能量E分区域来解此积分式，可得如下损伤函数结果
⎧0 < E < Ed v(E) = 0 ⎪ v( E) =1 ⎪ Ed < E < 2 Ed ⎨ v ( E ) = E 2 Ed ⎪2 Ed < E < Ei ⎪E > E v ( E ) = Ei 2 Ed i ⎩
Brinkman离位峰
热峰周围的温度变化
沟道效应
沟道效应与聚焦碰撞
离位原子沿材料中点阵密排晶向围成的间隙腔入 射时，碰撞距离比较长的现象。 沟道效应易出现在级联碰撞的高能阶段。 特点是不产生大量点缺陷。
聚焦碰撞
指级联碰撞时每级离位原子的散射角逐级减 小，并按某一晶向以准直线方式传递能量和输 送原子的碰撞过程。 聚焦碰撞易发生在级联碰撞的低能阶段。 （1）能量损失大，缺陷生成少。 （2）PKA能量沿聚焦轴可传输到较远的地方， 并使空位和间隙原子相隔较远，二者复合 消失概率最小 （3）在密排原子列上产生动力挤塞子。
解出来的空位继续和填隙原子团结结 和，使晶体中缺陷数量继续减少。 面心立方金属经过(1)电子辐照 (2)中子 辐照(3)范性形变(4)淬火之后电阻率Δρ 和临界切应力τ0的恢复曲线示意图
位错环的回复
欧洲低活化钢Optimax-A在辐照后位错环的退火回复（600℃/2小时） a b c d 退 火 前
几种材料在中子辐照下的ν值（对不同能量的PKA所求出的ν(E)的平均值) ¯
离位损伤剂量（Dose）
离位原子数（Nd）、原子位移概率（Displacement Per Atom, DPA）
单位体积材料被中子辐照后产生的离位原子总数为
N d = Φ ∗ t ∗ n0 ∗ σ d ∗ν
离位损伤的计算机模拟
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。
热峰
热峰与离位峰相伴而生，即局部微区温度急升骤 降的现象：在间隙原子密集处就会使该区能量偏 高，导致该微区的温度骤然升到很高温度、甚至 达到熔点，但因它的体积很小，很快又被周围未 受扰动的原子冷却下来，从而形成热峰。 因间隙原子分布的随机性。相应而生的热峰温度 高低也不同，其特点是：热峰温度越高，存在的 时间和热峰区域就越短和越小
□空位 ●间隙原子 ——中子路径 ----PKA路径
第二节 材料辐照损伤
1 2 3 4 点缺陷的演化 辐照缺陷及回复 辐照产生氦泡 辐照损伤
辐照点缺陷的演化
辐照产生的点缺陷，与淬火和塑性变形等其他方式产生的点缺陷在本质上是产生点缺陷过程非常短（~10-11s），大量空位和等量的间隙原子，因此 晶体内能突然升高，点阵混乱度也迅速增加。为趋向平衡，过饱和点缺陷 将通过扩散迁移，聚集成稳定的缺陷团或流入闾间而消失。
辐照产生的贫原子区、微空洞、层错四面体和位错环等称为辐照缺陷。它们 是过饱和辐照点缺陷的聚集演化产物，本质上也是晶体缺陷。
位错环（Dislocation Loop）
过饱和点缺陷，通过聚集、崩塌产生层错，然后位错反应使层错消失，演 化成全位错环。
0.1 dpa 0.6 dpa
高压电镜辐照下的位错环（中国低活化马氏体CLAM钢）
入射粒子阈能
入射粒子阈能指使晶格原子离位的入射粒子所具有的最低能量。
级联与损伤函数
级联碰撞 (Cascade Process)
最初被撞离位原子(PKA)的能量远大于离位阈能，可连续地和点阵中其他原 子发生碰撞，构成二次、三次以至更多次生离位原子，称为级联碰撞。
损伤函数ν(E)
一个PKA 最终撞出的离位原子数目(Frenkel对缺陷数)，称为损伤函数。
内 容
第一节 辐照原理 第二节 材料辐照损伤
第一节 辐照原理
1 碰撞与离位
碰撞与能量传递 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。
氦效应 - 氦脆
辐照损伤
中子辐照的嬗变反应会产生氦，氦在晶体材料中的溶解度极小，很 容易在晶界、位错出析出，形成氦泡，因此会引起材料的DBTT上 升等脆性现象，称为氦脆。
RAFM钢在JMTR堆内辐照后的冲击吸收功曲线
氦效应 - 氦硬化
辐照损伤
氦泡对位错的钉扎作用增加了位错移动的阻力，使得材料的强度上 升而产生氦硬化。
核材料性能要求
核燃料 结构材料 堆内构件材料 压力容器材料 回路材料 蒸汽发生器材料 控制材料与冷却剂材料 慢化材料和反射材料 屏蔽材料与安全壳材料 常规性能
物理性能 力学性能 化学性能 工艺性能 经济性能
核性能
中子吸收与慢化性能 中子活化性能
辐照性能
辐照效应
中子等辐射粒子会撞击材料原子产生缺陷，其核反应会产 生嬗变元素，这些晶格缺陷和嬗变元素所引起的材料宏观 性能变化称之为辐照效应，其性能下降，称为辐照损伤。 电离（过渡效应）