熔盐堆环境下结构材料辐照损伤机制及其高温熔盐腐蚀特性研究

Material’s micro-structure and performance can be changed when they are exposed to the extremely hard environment (high temperature, high fluence neutron and salt corrosion ) in molten-salt-reactor system (MSR), resulting in affecting the safty and service lifetime of MSR system. Our research will investigate the irradiation effects by neutron and energetic ions in Hasteolly alloys and MAX phase materials(Ti3SiC2和Ti2AlC),which are potential candidates of MSR structural material. The influence of irradiation on materials’ mechanical property and corrosion resistance will also be measured. We will use both neutron and energetic ions to irradiate these materials, and analyze the properties of irradiation defects and measure their mechanical and corrosion resistance before and after irradiation. It is important to reveal the influence of irradiation temperature, doping element concentration and grain boundary on material’s performance in MSR environment. By using computer simulation techniques, we investigate the mechanism for defect production, transportation and segregation, also the formation process of He bubble. A model will be set up to estimate the performance degradation of materials used in MSR. Based on the experimental and theoretical results, methods to improve materials performance in MSR environment will be discussed, especial exploring the possibility of using nano-structured materials in MSR. Our results are very helpful for estimating material performance and quickly sifting new structural material for MSR.

在熔盐堆（MSR: molten-salt-reactor）中高温、强辐射和熔盐腐蚀等极端环境中，材料的结构和性能会发生变化，从而影响到MSR装置的安全与使用寿命。本项目研究MSR中结构材料在高温辐照条件下辐射损伤的规律和机制，以及辐射损伤对材料力学性能和抗高温熔盐腐蚀性能的影响。研究材料主要包括镍基合金（Hasteolly系列）和具有层状纳米结构的新型抗辐照材料（MAX相：Ti3SiC2和Ti2AlC）。在不同温度下，利用多种手段（单、双束离子和中子）辐照样品，分析测量材料中辐照损伤缺陷的种类、结构和性质，以及辐照前后材料力学和抗高温熔盐腐蚀能力的变化。特别关注辐照温度、合金中的微量元素以及晶界等对镍基合金抗辐照和抗熔盐腐蚀性能的影响。建立针对上述材料的多尺度计算机模拟平台，研究上述材料中辐照损伤缺陷的产生、复合、迁移、聚集规律以及氦泡的形成和长大机制，建立辐照损伤对材料力学和抗腐蚀能力

在熔盐堆中，材料面临强辐射和高温熔盐腐蚀等苛刻条件，需要深入研究材料在上述极端环境中的结构变化和性能退化，并探索适合MRS的新材料。本项目主要针对镍基合金和具有层状纳米结构的新型抗辐照材料（MAX相：Ti3SiC2和Ti2AlC）开展工作。依托北京大学核技术与核物理国家重点实验室以及中科院宁波材料所,利用离子辐照方法引入损伤缺陷，开展了系统的实验和理论工作，主要成果和进展包括:.1).制备出了高纯度、大尺度的多种MAX样品，包括Ti3SIC2, Ti3SIC2；此外，还制备出了Ti2AlC、MAX薄膜涂层等样品；这些样品满足了项目要求，并极大促进了对MAX的辐照损伤规律和机制的理解；.2).系统实验研究了MAX材料的辐照损伤规律，发现多种MAX材料在强辐照下依然能够部分保持晶体结构，并且在高温下辐照样品晶体结构保持不变，确认了MAX相材料具有优良的抗辐照损伤能力；计算机模拟表明，上述材料的抗辐照能力和其化学键性质几缺陷能量特性有关，进而建立了不同结构MAX相材料辐照损伤能力的评估模型，对众多MAX材料进行筛选；.3).系统实验研究了镍及其合金在离子辐照下的缺陷产生规律，以及其力学性能退化规律；结果表明，国产镍合金在抗辐照能力方面与国外产品类似。.4).建立了针对FCC结构金属金辐照损伤的多尺度模拟平台，能够对对辐照缺陷的产生、迁移以及对材料力学性能的影响进行模拟，部分结果获得了实验验证；特别使建立了能够将材料力学性能和损伤强度关联起来的力学模型，为评估材料力学性能退化提供了工具。另外，也获得了界面、晶粒尺度等影响材料辐照损伤的规律。.5).实验研究了MAX材料和镍合金在高温熔盐中腐蚀特性，以及离子辐照对腐蚀过程的影响，结果表明MAX材料的抗熔盐腐蚀能力一般；.6).利用SiC材料作为样品，比较了中子辐照和离子辐照在材料总引起的样品结构变化的等效性，实验表明在低剂量辐照下，中子和离子引起的才结构变化是可以等效的；..上述工作，完成了项目预期研究计划，获得了丰富的研究成果。在上述结果的促动下，Ti3SiC2成为我国ATF两种候选材料之一；而针对金属材料建立的辐照损伤力学模型，目前已经在FeCr合金、W等重要核能材料中开始应用。这些工作不仅仅为未来MRS的材料选择提供了重要实验数据和理论依据，也对核燃料包壳材料、聚变核能系统材聚变核能系统材料等的开发探索提供了重要依据。