【摘 要】
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反应堆压力容器(RPV)钢是核电站一回路冷却剂边界处不可替换的关键部件,其在高温高压高辐照条件下的使用寿命决定了整个核电站的服役寿命,RPV钢经中子辐照后引起的脆化效
【机 构】
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武汉大学物理科学与技术学院,湖北省核固体物理重点实验室,武汉,430072
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反应堆压力容器(RPV)钢是核电站一回路冷却剂边界处不可替换的关键部件,其在高温高压高辐照条件下的使用寿命决定了整个核电站的服役寿命,RPV钢经中子辐照后引起的脆化效应被认为是使其辐照老化的主要原因.因此模拟RPV钢材料在实际工作条件下的微观结构演变的研究具有非常重要的意义.本文采用慢正电子束研究了质子和重离子(Fe13+)辐照对A508-3钢高注量辐照后基体缺陷的形成及演化规律.辐照条件为能量为240keV的质子辐照和3MeV的Fe13+离子辐照,对应的最大损伤量分别达到2.26dpa和2.74dpa.慢正电子束测量能量范围为0.25～26keV,正电子注入深度约为940nm.实验结果表明质子辐照和Fe13+离子辐照均产生大量的空位型缺陷,并且质子辐照效应与Fe13+离子辐照效应与剂量有着不同的关系；质子辐照后A508-3钢的S参数都随着辐照剂量的增大急剧增加,并没有出现饱和现象,表明缺陷的尺寸和密度随辐照剂量的增加而变大.相同条件下,质子辐照后纯铁的S参数值高于A508-3钢的S参数值,表明杂质原子能够抑制缺陷向晶界处移动和空位-杂质复合体的形成.Fe13+离子辐照的结果显示随着注量的增加,S参数几乎没有什么变化而是趋于一个饱和值,即使在非常高注量条件下也是如此,这表明在低注量下Fe13+离子辐照已经产生了较大尺寸的缺陷,并且长时间高注量辐照缺陷尺寸不变.对比于重离子(Fe13+)辐照,质子辐照更宜于用来研究模拟RPV钢材料中子辐照的微观结构演变规律.下一步,我们将研究高注量质子和重离子辐照条件下,富Mn-Ni团簇等后期激增相(LBP相)的析出过程.
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