【摘 要】
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反应堆压力容器(RPV)是一回路冷却剂压力边界的关键部件,是反应堆内最大的且不可更换部件,它的寿命决定了整个核电站的寿命.2011年3月11日日本福岛核电站氢气爆炸,放射性
【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苏州热工研究院有限公司,苏州,215004
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反应堆压力容器(RPV)是一回路冷却剂压力边界的关键部件,是反应堆内最大的且不可更换部件,它的寿命决定了整个核电站的寿命.2011年3月11日日本福岛核电站氢气爆炸,放射性泄露事故,这与RPV破损直接相关,从而促使人们更加关注核电站关键设备运行的安全性、可靠性问题.反应堆压力容器的运行过程中除了承受高温、高压、流体冲刷、腐蚀等作用外,强烈的中子辐照使材料的性能不断恶化,反应堆压力容器材料经受中子辐照后产生脆化效应,韧性降低,增加了脆性断裂的趋势.因此反应堆压力容器材料的辐照脆化一直是国内外研究者非常关注的问题,模拟核压力容器钢材料在工作条件下早期的微观结构演变的研究具有重大的意义.本文采用正电子湮没谱学等方法系统研究了质子和重离子辐照对模拟Fe-Cu合金和国产A508-3钢辐照后缺陷的形成及演化规律.辐照条件分别为11okeV和240keV的质子辐照,以及3MeV的Fe13+离子辐照,辐照损伤量为0.05～1.0dpa.慢正电子束测量能量范围为0.5～26keV,正电子注入深度为约940nm.
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