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核应用材料的性能决定了核电站的安全程度,本论文以SA-240 304钢、SA-738Gr.B(QI)钢和SA-738Gr.B(SR)钢为对象,采用金相显微镜、透射电子显微镜和正电子湮没技术深入研究了三种核能用钢在离子辐照前后的微观组织、抗辐照性能以及辐照缺陷的退火演化行为等,并探讨了相关机理。未辐照SA-240 304钢的组织为奥氏体相,晶粒度约为5级,基体中网状位错和直线状的形变孪晶带相互交织,分布不均匀,在基体中未观察到尺寸较大的碳化物颗粒析出相。两种SA-738 Gr.B钢的组织为板条状和球状贝氏体与少量中温铁素体的混合体,而SA-738 Gr.B(SR)钢的板条状贝氏体更长,贝氏体数量更多。两种SA-738 Gr.B钢的尺寸较大的析出相为立方晶系的碳化物,含C、Mn、Fe和Ni,以及尺寸较小含Al相。两种SA-738 Gr.B钢在经过400 keV不同剂量的H+离子辐照后,分别采用F]IB和涂镀-电解双喷法制备截面TEM样品,可以得知相同辐照剂量下FIB制备的样品表面位错环明显多于后者,表明FIB会引入额外的缺陷。在涂镀-电解双喷制备的两种辐照钢中都发现有一定数量的辐照空洞,统计发现空洞的数密度与辐照剂量呈正相关关系,且相同剂量下SA-738 Gr.B(SR)钢的空洞缺陷数密度要小一些,表明这种钢的抗辐照损伤能力更优。正电子湮没测试结果表明,两种钢的长寿命值在150-210 ps之间,这是由于辐照产生小尺寸缺陷而致。SA-738 Gr.B(SR)钢的τ2值随辐照损伤剂量的增加基本保持不变,表明辐照空位团未聚集生长,一方面是由于没有足够的动力学条件进行迁移、聚集和长大,另一方面是空位型缺陷内部氢气压较大,长大需要克服表面能,导致聚集长大的阻力较大。SA-738 Gr.B(QT)钢的τ2值随辐照剂量先降低后缓慢增长。两种辐照钢T2值变化的差异源于两者生产过程中原始空位缺陷的数量不同导致的。两种钢的相对密度12随辐照剂量的增加而增长,归因于两种SA-738 Gr.B钢基体中空位团形核的条件不同。辐照样品的S-W参数分析结果表明这两种钢经氢离子辐照后产生的缺陷类型相似。掠射小角度XRD测试结果表明SA-240 304钢经Fe+离子辐照后有少量奥氏体相转变为铁素体相。分别采用Fe+和He+辐照研究SA-240 304钢的辐照缺陷退火演化行为,结果表明在He+离子辐照样品中发现有高密度的小尺寸氦泡,之后经过10小时的450 ℃、500 ℃、550 ℃与600 ℃退火后,样品中辐照缺陷的数量会随着退火温度增加而明显减少,而有效直径则增大,并且氦泡趋于多边形形状。通过计算氦泡的表观激活能值,得知退火温度在450℃～600 ℃内,氦泡的成长机制是迁移聚合机制。在Fe+离子SA-240 304钢中未发现明显尺寸的空位团或位错环等缺陷,对其进行10小时的450 ℃、550 ℃和650 ℃钢退火,TEM结果可知在450 ℃开始出现少量的空洞,但数密度仍然很低;在550 ℃和650 ℃钢退火后,空洞尺寸明显增大,数量显著降低。