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辐照损伤

辐照损伤的相关文献在1988年到2022年内共计413篇,主要集中在原子能技术、金属学与金属工艺、无线电电子学、电信技术 等领域,其中期刊论文269篇、会议论文51篇、专利文献32457篇;相关期刊123种,包括北京科技大学学报、材料导报、功能材料等; 相关会议47种,包括第十四届全国无损检测新技术交流会、上海市激光学会2015年学术年会、第十七届全国科学计算与信息化会议暨智慧科研论坛等;辐照损伤的相关文献由1243位作者贡献,包括李承亮、束国刚、陈骏等。

辐照损伤—发文量

期刊论文>

论文:269 占比:0.82%

会议论文>

论文:51 占比:0.16%

专利文献>

论文:32457 占比:99.02%

总计:32777篇

辐照损伤—发文趋势图

辐照损伤

-研究学者

  • 李承亮
  • 束国刚
  • 陈骏
  • 段远刚
  • 刘飞华
  • 贺新福
  • 张崇宏
  • 杨文
  • 万发荣
  • 伍晓勇
  • 期刊论文
  • 会议论文
  • 专利文献

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    • 郑健; 闫占峰; 王浩; 冯琦杰; 刘显坤; 刘晓; 王姝驭; 周韦; 钱达志
    • 摘要: 随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。
    • 姜少宁; 张守帅; 宋莹; 刘国强; 孙中恒; 陈永阳; 任桂祥; 张彦
    • 摘要: 包层是聚变反应堆中靠近等离子体的重要部件,包层结构材料受到高能粒子轰击,其组织和性能可能发生显著变化。为了更好地发挥包层的辐射屏蔽作用,模拟研究了包层铸件候选结构材料CLAM钢和钒合金中的离位损伤。通过SRIM软件模拟聚变堆中的氢(H)、氘(D)、氦(He)三种离子分别注入CLAM钢和钒合金来观察材料的抗辐照能力,纯铁、纯钒作为基体参考。结果表明:相同剂量下三种离子注入靶材,在钒合金中产生的离位损伤(dpa)最小,这说明相较于CLAM钢、纯铁、纯钒三种材料,钒合金具有较高的抗辐照能力。同时,两种基体的离位损伤模拟分析发现,钒基体的抗中子辐照能力优于铁基体。此外,研究还发现,当同种离子在相同剂量下分别注入这四种材料中,H离子注入靶材料产生的离位损伤最低,He离子最高。这说明He离子在材料中产生的缺陷较多。
    • 宋杰; 廖庆; 李炳生; 冯棕楷; 杨俊源
    • 摘要: 碳化硅(SiC)材料在高温氧化时会生成SiO_(2)保护膜,但经辐照后高温氧化,材料结构和氧化速率会发生变化,影响材料性能。为研究其晶格损伤与氧化规律之间的关系,利用6H-SiC单晶片和烧结SiC多晶片,开展了在室温下经过能量为5 MeV、注量为5×10^(14)cm^(-2)的Xe^(20+)离子辐照后再进行1300°C氧化1 h的实验。利用X射线衍射、拉曼光谱、傅里叶变换红外光谱、扫描电镜、透射电镜进行表征,对比了不同晶型的SiC氧化前后辐照与未辐照区域。结果显示:辐照破坏了晶格有序度,造成了晶格损伤,这些损伤在氧化过程中促进了多种SiO_(2)基团的形成;生成的SiO_(2)形成氧化层,由于与SiC基体热膨胀系数的差异,以及重结晶作用,导致碳化硅产生内应力,使氧化膜破裂;截面TEM图像显示,辐照引起的层错致使氧化程度加深,这是导致氧化速度加快的重要原因。
    • 李建洋; 张崇宏; 杨义涛
    • 摘要: 目的尝试采用计算模拟方法探究剂量率对辐照微结构特征的影响,探究常温辐照下剂量率效应的机理。方法采用动力学蒙特卡罗(OKMC)方法,结合近些年第一性原理和分子动力学的计算参数,研究了常温下铁-碳体系中辐照缺陷随剂量率的变化特征。结果在较低的剂量范围(<0.01 dpa)内,间隙型位错环的密度随剂量率的增加而增加;但在较高的剂量范围内,高剂量率辐照呈现较低的间隙型位错环密度、较大的缺陷尺寸。通过比较不同剂量率下的位错线对点缺陷的吸收数目,把剂量率在不同剂量范围内的特征归结于位错吸收与缺陷复合之间的竞争。结论在较低的剂量范围内,位错吸收具有重要影响,随着剂量率的增加,位错吸收的缺陷数目显著减少;而在较高的剂量范围内,基体中间隙-空位缺陷的复合随剂量率的增加而显著增加,以至于高剂量率辐照可能产生较低的辐照硬化。文中的工作对理解剂量率效应的机理提供了一定的科学依据,为离子束模拟中子辐照提供了一定的科学参考。
    • 刘豪; 龙海川; 郑鹏飞; 邱长军; 陈勇
    • 摘要: 重点综述了国内外关于氧化物或碳化物作为强化相的钨基面向等离子体材料的力学性能、氢滞留特性以及辐照损伤,发现制备工艺和强化相含量是影响钨基面向等离子体材料力学性能的主要方面,而均匀分散的强化相颗粒所致使的组织致密化程度更高是钨基材料力学性能提高的主要因素。其次,阐述了晶界和晶内的强化相颗粒分散不均表现出的位移损伤、气泡、绒毛、微裂纹等缺陷都将增加材料对氢同位素的捕获几率,以及等离子体辐照造成的脆化硬化将降低材料的抗热冲击性能。最后分析了近些年弥散强化钨基面向等离子体材料存在的关键基础问题,展望了未来弥散强化钨基材料的主要发展趋势,期望为开发优异的抗高热负荷和辐照损伤的钨基材料方面提供重要参考。
    • 冉玉柱; 康瑶; 王旭东; 姚曼
    • 摘要: 钨是最具应用前景的面向等离子体候选材料,但核聚变堆内强烈的辐照环境会使钨的近表面区域产生辐照损伤,进而影响其关键的导热性能.本文构建了包含辐照损伤相关缺陷的晶体钨模型,并采用非平衡分子动力学的方法定量研究了这些缺陷对钨导热性能的影响.结果表明,随中子辐射能量的增加,晶体内部留下的Frenkel缺陷数目增多进而导致钨的晶格热导率降低;间隙原子比空位更易于向晶界偏聚,且钨中的间隙钨原子与空位相比,使晶格热导率下降程度更大.纳米级氦气泡导致晶格热导率的显著降低,气孔率为2.1%时晶格热导率降至完美晶体的约25%.这些不同的缺陷造成不同程度的周围晶格扭曲,增加了声子散射几率,是导致晶格热导率下降的根源.
    • 田超; 温兴坚; 唐松乾; 应栋川; 李文瀚
    • 摘要: 反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处理可视化分析软件OVITO对Fe晶体在接受辐射照射后的缺陷数量进行了初步研究,并系统分析了初级离位原子(PKA)的温度、飞行方向和能量对缺陷的影响。结果表明:(1)辐射照射后形成的缺陷对数量随PKA温度的增加会出现一个小幅度减少的态势;(2)PKA方向变化对辐照损伤后形成的缺陷对数量影响不大,而仅仅影响其分布;(3)辐射缺陷相对数量随着PKA携带能量的升高而增大。
    • 欧阳琴; 王艳菲; 徐剑; 李寅生; 裴学良; 莫高明; 李勉; 李朋; 周小兵; 葛芳芳; 张崇宏; 何流; 杨磊; 黄政仁; 柴之芳; 詹文龙; 黄庆
    • 摘要: 碳化硅纤维增强碳化硅(SiC_(f)/SiC)复合材料具有低中子毒性、耐中子辐照和耐高温氧化等特性,成为先进核能系统重要的候选结构材料。近年来,国内外学术界和工业界针对核用SiC_(f)/SiC复合材料开展了大量研究工作,取得了一系列重要的研究进展。针对SiC_(f)/SiC复合材料面向核用所关注的重点方向,如核用SiC纤维、纤维/基体界面相、复合材料制备工艺、数值仿真、腐蚀行为和表面防护、连接技术以及辐照损伤等方面,本文进行了综述和讨论,并针对核用要求指出了SiC_(f)/SiC复合材料存在的主要问题和可能的解决思路,希望对该材料的进一步研发和最终应用有所裨益。
    • 叶勇强; 韩远飞; 赵敏; 黄光法; 吕维洁
    • 摘要: 在高能粒子撞击和级联效应作用下,金属材料内部会产生不同类型的辐照损伤缺陷。辐照损伤缺陷的聚集和演化会破坏内部结构稳定性,恶化金属材料综合力学性能。钛合金由于其轻质高强、耐高温和较低的辐照活性等优势,是很有发展前景的抗辐照材料。本文针对如何提高钛合金抗辐照损伤性能的问题,总结钛合金辐照损伤缺陷表征及其力学响应的研究进展,分析辐照损伤缺陷的形成演化规律以及辐照剂量、温度和元素种类等对缺陷迁移、聚集的影响机制,讨论辐照诱导钛合金微观组织演化,进而产生辐照硬化、辐照脆化和辐照蠕变等辐照损伤效应,归纳评价钛合金抗辐照损伤性能,以及现有研究中缺乏有效抑制辐照损伤产生的方法,作者认为成分调控以及界面微观组织结构设计是提高钛合金抗辐照性能的有效策略。
    • 魏雯静; 高旭东; 吕亮亮; 许楠楠; 李公平
    • 摘要: 碲锌镉探测器长期暴露于辐射环境下时,会形成不同程度的辐照损伤,影响器件性能甚至失效,极大缩短探测器在辐射场中的服役时限.本文首先利用Geant4程序包对能量为1.00—14.00 MeV的中子在碲锌镉中的输运过程进行模拟,获取初级离位原子的信息,进而结合级联碰撞模型,对不同能量的中子在碲锌镉材料中造成的辐照损伤进行模拟计算.计算结果表明初级离位原子能量大部分位于低能端,并随着入射中子能量升高,初级离位原子的种类更加丰富,能量也逐渐增大;中子辐照碲锌镉材料时非电离能损沿着深度方向均匀分布,且非电离能损随着入射中子能量的增加呈现先增大后减小的趋势;辐照损伤量—原子离位次数(dpa)的计算结果表明, dpa也随入射中子能量升高呈先增大后减小的趋势,进一步分析可知随着入射中子能量增大,非弹性散射成为造成材料内部离位损伤的主要因素.
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