氢氦协同作用下过渡金属碳化物中缺陷形成及演化机理的模拟研究

Transition metal carbides (TMC), which possess much excellent properties, such as a high melting point, good thermal stability, anti-corrosion, high heat conductivity and lower neutron absorption cross section, are the important candidate structural materials in fusion reactor. H and He plasmas will diffuse into the TMC, interact with the radiation defects, and gather into bubbles in fusion environment which will threat the safety of the reactor. Therefore, this work is proposed to seek the whole processes for the formation of defects, dynamic behaviors of H-He synergistic diffusion at the early stages of irradiation, and the properties of defect clusters during the thermal equilibrium state in TMC with first-principles calculations. The project will systematically discuss the effects of intrinsic defects in different valent on the electronic properties and the structure stabilities of TMC, the mechanisms of nucleation and disaggregation of H and He along with their synergistic diffusion behaviors, and summarize the principle processes to weak the interlayer binding of TM-C. Through this project, we can statically and dynamically reveal the mechanism of H-He synergistic effects on the formation and evolution of microcrack and obtain the diffusion agents of H and He in TMC matrix. These will provide effective references to select, design, and develop new structural materials in fusion.

过渡金属碳化物(TMC)具有熔点高、热稳定性好、耐腐蚀、高热导率和低中子吸收截面等优良性能，是聚变堆重要的候选结构材料。然而在聚变反应环境中，大量H、He嬗变产物进入材料内与辐照缺陷相互作用，聚集起泡，造成材料力学、热学性能下降，威胁核反应堆的安全稳态运行。本项目拟采用第一性原理计算方法对TMC材料从辐照初期本征缺陷产生，H、He协同扩散的动力学行为，到后期缺陷团簇处于热平衡态的整个过程进行系统研究，细致深入地探索不同价态本征点缺陷对材料电子性质、结构稳定性的影响；H、He同性/异性聚核和解离机制以及协同扩散的微观物理机制，阐明H、He积累过程对弱化TM-C层间结合作用的规律，从静态和动态两方面揭示H、He协同作用对诱导材料内微裂纹形成及扩展的机理，总结H、He在TMC中扩散的一般规律，为选择、设计和开发新型核结构材料提供有效参考。

碳化硅、碳化锆陶瓷材料具有熔点高、热稳定性好、耐腐蚀、高热导率和低中子吸收截面等优良性能，是聚变堆重要的候选结构材料。然而在聚变反应环境中，由于辐照或氚衰变而产生于陶瓷材料中的氢、氦嬗变产物，因不能溶解于第一壁基体材料中，而始终处于扩散、团聚、成核以及从材料中释放等不稳定的状态过程中。更重要的是在这些过程中，辐照氢、氦原子始终在和材料宿主原子相互作用，从而使碳化物陶瓷材料产生各类缺陷，发生肿胀，造成材料力学、热学性能下降，这不仅会缩短材料的服役寿命，更重要的是会威胁核反应堆的安全稳态运行。本项目采用第一性原理计算方法对碳化锆、碳化硅陶瓷材料从辐照初期本征缺陷产生，氢、氦扩散的动力学行为，到后期缺陷团簇处于热平衡态的整个过程进行了系统的研究，细致深入地探索了不同价态本征点缺陷对材料电子性质、结构稳定性的影响；氦泡聚核演变的过程，阐明氢、氦积累过程对材料结构性能的影响，从静态和动态两方面揭示原子对诱导材料内微裂纹形成及扩展的机理。而且深刻领悟了氢、氦原子在不同特性材料中的微观扩散行为，及电子精细结构的变化对材料性能的影响。研究结果丰富和完善了氢、氦杂质在碳化物陶瓷材料中扩散的一般规律的认识，为选择、设计和开发新型第一堆壁核结构材料提供新的依据和有效参考。