原子位移与氢和氦协同作用下材料辐照效应和微观结构演变机理研究

核能结构材料在高剂量原子位移、氢和氦协同作用下的辐照效应及微观机理研究是先进核能系统发展中一个必须预先进行研究的基础问题。本项目将建立基于HI-13串列加速器的重离子、氢和氦三束同时辐照装置，提供先进的核能工况下快速高剂量辐照的实验平台。完善和改进正电子湮灭、穆斯堡尔谱、扰动角分布、β-NMR和β-NQR、内耗、纳米压痕等技术，建立系统的原子、纳米尺度材料辐照损伤微结构表征方法。发展多尺度模拟计算，采用密度泛函、分子动力学和动力学蒙特卡洛等方法，结合实验数据，研究核能辐射环境下结构材料辐照损伤及其微观机理和微观结构演化规律，深入了解辐照损伤协同效应。项目还将用三束辐照装置和中国实验快堆，系统研究新一代核能系统环境下T91、ODS钢的辐照效应及其随辐照剂量、剂量率和温度及氢氦浓度的变化，为提升我国这二种钢发展的自主创新能力和它们在新核能系统的使用寿命评估提供科学依据。

核能结构材料高剂量辐照下的辐照损伤及其微观机理是先进核能系统发展中一个必须预先研究的问题。.新建了一台500kV氦注入器，原有250kV注入器用作氢注入器，在HI-13串列加速器重离子束辐照终端建成了国内第一台三个独立加速器的三束同时辐照实验平台。在建立的实验平台上进行了大量先进核能系统结构材料的辐照，采用正电子湮没、内耗、TEM和纳米压痕技术检测辐照损伤，取得了系列化的工程材料的辐照效应数据。检测了国产堆内构件材料304NG和304L在300℃辐照、剂量高到150dpa的辐照性能，结果表明含氮304NG的抗辐照硬化性能优于304L，实验首次为国产堆内构件材料提供寿期末剂量的辐照数据。测试了两种工艺制备的新Zr合金包壳材料的辐照性能，确定了最优化的抗辐照材料加工制备工艺。在580℃辐照温度测试了多种含不同微量元素组分的15-15Ti快堆包壳材料的辐照性能，研究和优化了15-15Ti成分。.通过细化Y2O3粒径并提高其分散均匀性关键工艺，采用溶胶-凝胶方法结合氢还原技术和热等静压及放电等离子体烧结方法制备了致密度高达99.7%的公斤级Fe-14Cr ODS合金。研制了核级T91钢并测试了与了高温钠的相容性。研制的ODS和T91钢在中国实验快堆辐照，预计2016年底辐照剂量可达10dpa。通过快堆辐照与三束辐照数据对比，校正三束辐照结果。..研制了掺Al和Zr的ODS钢，发现Zr可抑制氧化物颗粒生长，克服了单掺Al降低力学性能的缺点。采用放电等离子体烧结方法和热压和旋锻法，制备了公斤级的有良好力学和热学性能和致密度99.2%的W-ZrC、W-Y2O3、W-Zr-Y2O3、W-L2O3合金。制备工艺优化的基础上，采用高温烧结结合热轧方法成功制备了高强韧的10公斤级W块。.不同顺序的三束依次和同时辐照的对比，表明依次辐照与同时辐照材料损伤不同，用采用密度泛函计算研究了微观机理。采用准简谐近似法温度修正的第一性原理计算研究了bcc结构钨中的氢扩散行为和溶解性质，发现氢的最优占据位置和最优扩散路径不随温度变化，溶解能和扩散激活能随温度明显变化。研究了16种元素与He的相互作用以及He在杂质元素周围的扩散性质，发现间隙原子捕获He更为显著、 He更易聚集在电荷密度较低处，结果表明Ta更适合作为抗辐照的合金元素，为高性能钨合金研发提供了新思路。