钒合金中合金元素对辐照损伤的影响

作为核聚变堆结构材料的候选材料，现在主要研究低活化铁素体马氏体钢，该材料已经积累了大量的工业使用经验。但是该材料的缺点是使用上限温度只有550℃，并且存在与锂等增殖剂相容性的问题。钒合金则可以克服低活化铁素体马氏体钢的这些缺点，被认为是新一代核聚变反应堆结构材料的有力候选材料。但是钒合金的抗氧化能力有待提高。添加微量元素可以改善钒合金作为核聚变堆结构材料使用时的抗氧化性能，目前急需要解决的是弄清楚添加的微量元素对抗氧化性能与抗幅照性能影响的内在关系以及抗辐照机理。在核聚变反应堆中,钒合金处在高温和高中子辐照剂量环境中,其辐照肿胀行为将对保持其性能的稳定对反应堆的使用寿命及安全性具有重要意义。本工作利用离子加速器和超高压电子显微镜，模拟中子对钒合金进行辐照,然后对样品进行分析,研究辐照后钒合金中的辐照肿胀、辐照析出等行为与所添加的抗氧化合金元素的关系，为开发核聚变堆用钒合金提供基础理论和数据

钒合金被认为是新一代核聚变反应堆结构材料的有力候选材料。本研究利用离子加速器和超高压电子显微镜，模拟中子对钒合金进行辐照,然后对样品进行分析,研究辐照后钒合金中的辐照肿胀、辐照析出等行为。研究发现Ti的存在会在钒合金中形成针状析出。之后的室温下注入氘离子的试验表明，这些针状析出物会受到比较严重的辐照损伤。. 通过对氢离子辐照纯钒所形成的位错环进行分析，发现所有的位错环都是柏氏矢量为1/2<111>的位错环，而没有发现柏氏矢量为<100>的位错环。这一结果与同样具有体心立方的铁不同。这一差异可能会导致钒与铁的辐照损伤行为出现不同。. 由于钒的氧化产物熔点极低，所以在热加工过程中对基体没有保护作用，而纯钒的熔点明显高于纯铁，需要在高温进行热加工，导致氧化严重。在纯钒中加入少量铬或其它合金元素，收效非常有限。在实验室条件下，本研究探索了利用不锈钢包封、钛包钒等方案来解决这一问题，发现通过适当的包覆处理，可以避免热加工过程中的氧化，克服钒合金的加工难题。.同时，为了克服钒合金在核聚变堆应用时出现的MHD损失，提出了钛合金包覆钒合金的复合材料的设计，并初步试制成功该钒合金复合材料。. 本研究尝试了通过变形加退火，利用回复、再结晶与析出细化晶粒、影响其微观结构的途径。另外，提出了通过热处理控制钒合金中的析出过程，并进而通过这些预析出吸收辐照空位、减弱辐照硬化效应的途径。通过分析该析出物形状，发现这些吸出物为富钛析出物，呈3维的片状，其惯习面为{200}。以前多认为这种析出物为2维的针状。本研究结果对于纠正这一认识，有较大意义。