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聚变堆结构材料力学性能及缺陷效应

李晓庆  
【摘要】:316LN奥氏体不锈钢以其优异的热学性能,强度、韧性及塑性力学性能而成为国际热核聚变实验反应堆(ITER)第一壁候选结构材料。作为反应堆器壁材料,复杂的中子辐射环境对反应堆器壁材料的辐照损伤会削弱其力学以及抗辐照损伤性能。而器壁材料力学性能以及抗辐照能力的下降给核反应堆的安全性问题提出严峻的挑战。基于此,有必要研究以316LN奥氏体不锈钢为代表性的反应堆第一壁材料的基本力学性质和辐照效应。316LN奥氏体不锈钢成份以及结构的多样性使得原子尺度的研究较为复杂。本论文结合实验结果,通过分析实验数据而提出随机固溶思想来描述该体系。基于原子尺度的第一性原理模拟,通过分析诸如弹性常数、理想强度、柯西压力、体模量、剪切模量以及两者的比值等表征力学性能的物理量,以及模拟真实的核辐照环境下损伤带来的空位及间隙缺陷效应,发现316LN不锈钢较之纯铁具有很高的展性。核辐照环境下产生的不同缺陷类型对力学性能产生不同的影响:空位的存在增加316LN不锈钢的展性;而间隙(Fe、H、He)的引入会提高其杨氏模量。 低活化的马氏体/铁素体不锈钢是以铁磁体心立方Fe-Cr(7-12 wt.% Cr)二元合金为基础并且含有诸如W,V,Si,C等微量元素。此类低活化钢在辐照环境下具有优良的抗辐照肿胀和抗辐照脆性以及很好的热力学性质亦成为核聚变器壁结构候选材料。大量的实验以及部分理论研究表明,不锈钢当中Cr元素含量能调节其力学性能以及抗辐照效应。基于反应堆的安全性考虑以及Cr含量对器壁材料力学性能的重要意义,本论文采用第一性原理研究Fe-Cr合金体系的力学性能随Cr含量增加的变化趋势。采用类似于316LN不锈钢的随机固溶思想研究Fe-Cr(0≤x≤0.156)合金体系。在不同Cr含量的条件下,计算表征其晶体结构信息的晶格常数以及描述力学性能的弹性常数。研究表明,Cr的引入导致Fe-Cr合金体系的晶格常数较之于纯体心立方铁固体有所膨胀;相应的杨氏模量和剪切模量存在着非线性增加的趋势。Fe-Cr合金体系均具有展性特性,并且该体系(除了Fe-9.4 at.%Cr)的展性均小于纯铁的展性。另外,随Cr含量的增加,Fe-Cr合金体系的平均原子磁矩呈线性下降的趋势。 V-(4-5)wt.% Cr-(4-5)wt.%合金因具有低活化性能、良好的力学性质、蠕变性能、高的热导率、以及良好的抗辐照肿胀和损伤等性能,亦会成为未来核聚变第一壁的主要结构材料。因此有必要研究这两种合金的基本的力学性质以及辐照效应。扩展随机固溶思想于该体系,我们计算了这两种合金的弹性常数和理想强度。根据柯西压力以及体模量和剪切模量的比值,发现这两种合金较之于纯钒具有良好的展性特征。另外,V-4Ti-4Cr合金的展性优于V-5Ti-5Cr体系的展性。采用超原胞结构(250个原子),通过分析含有空位和间隙原子缺陷结构的弹性常数发现单空位或单间隙的存在会增加该合金体系的展性。


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