强流脉冲原子束模拟中子辐照评估方法及损伤机理研究
编号:388 稿件编号:440 访问权限:仅限参会人 更新:2023-03-24 17:53:03 浏览:784次 口头报告

报告开始:2023年04月23日 11:15 (Asia/Shanghai)

报告时间:15min

所在会议:[H2] 材料表层强化和改性技术论坛二 » [H2-1] 上午场

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摘要
依据高能原子辐照与中子辐照的初级离位原子(PKA)能谱相似性原理,采用TEMP-6M型强流脉冲离子束(HIPIB)装置,产生200~250 keV高能脉冲原子束,模拟反应堆1.6~2.1 MeV中子辐照。该技术利用强流脉冲电子栅极系统产生的强流中和电子流,实现100 keV以上高能离子的高效率中性化,获得动能0.1~1 MeV、脉冲宽度120~160 ns、辐照剂量1012~1015 n/cm2原子占比高于90%的强流脉冲原子束。利用辐照热效应造成的缺陷自退火回复作用,实现原位差热检测法,分析靶材冷却过程中热损失及热辐射功率差值变化,确定辐照缺陷的退火回复能,获得缺陷数量、密度及dpa损伤速率等辐照规律。依据高能C原子束辐照纯Fe的PKA相似性定标曲线,改变束流能量密度0.5~4 J/cm2,调节辐照剂量范围1.33~8.55×1013 n/cm2,辐照Frenkel缺陷密度达到了4.56×1015~1.88×1017 /cm2。结合相结构、微观组织及辐照缺陷的XRD、SEM和TEM检测分析,讨论辐照损伤形成及演化规律,外推预测Fe在核反应堆服役60年1×1021 n/cm2中子辐照损伤达到约379 dpa,可为抗中子辐照核结构材料研究提供快速评估方法。
关键字
中子辐照;强流脉冲原子束;强流脉冲离子束;初级离位原子;辐照损伤
报告人
杨振
大连理工大学

稿件作者
杨振 大连理工大学材料科学与工程学院表面工程实验室
朱小鹏 大连理工大学材料科学与工程学院表面工程实验室
雷明凯 大连理工大学材料科学与工程学院表面工程实验室
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