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聚变堆材料辐照损伤数值模拟初步研究

邹俊  
【摘要】: 材料问题是聚变能能否及早实现商业应用的关键技术问题之一,聚变堆产生的14MeV高能中子对结构材料的辐照损伤非常严重。聚变堆结构材料在高能中子辐照下会受到很大的离位损伤,尤其是面向等离子体第一壁材料在其堆寿期内会受到高达几百dpa,同时,高能中子还与材料原子核发生(n,α)、(n,p)反应,生成大量的氢、氦导致材料中产生空位及积累,形成空洞,引起材料的辐照肿胀和变形。因此,研究聚变堆材料的中子辐照损伤特征对聚变堆结构材料的概念设计非常必要。 由于14MeV中子的辐照损伤实验难以进行,所以采用可靠的数值模拟计算方法从理论上模拟聚变堆中子的辐照损伤和辐照效应变得尤为重要。通常采用计算机模拟程序模拟不同候选材料的辐照损伤,获得大量的辐照损伤数据,为聚变堆材料的设计与研究提供重要的参数。本论文从材料的辐照损伤基本概念出发,系统阐述了材料原子离位损伤和气体产生的基本原理,探讨了这些辐照损伤基本参数的计算方法,介绍了辐照损伤计算相关程序和数据库。同时,对中国低活化马氏体钢—CLAM钢(China Low Activation Marttensitic steel)用作FDS(Fusion Design Study)系列反应堆的结构材料时所承受的辐照损伤进行模拟计算与分析,并且与SiC、316SS的辐照损伤特征进行了比较与分析。聚变驱动次临界反应堆FDS-Ⅰ满功率运行一周年时,作为第一壁结构材料的CLAM钢产生的原子离位损伤为28.8dpa,气体产生为40.9appm;聚变发电反应堆FDS-Ⅱ在满功率运行一周年时,其第一壁结构材料CLAM的原子离位损伤为48.5dpa,气体产生为486.0appm。计算分析表明,纯聚变堆系统在运行过程中材料的辐照损伤程度要比聚变-裂变混合堆严重的多;在相同的辐照条件下CLAM钢的综合抗辐照性能优于SiC、316SS。


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