深入理解核反应堆材料的损伤现象和规律是核反应堆材料研发创新的基础。在核反应堆环境下，材料内部存在着辐照损伤、化学腐蚀、应力破坏等复杂的物理过程，尚有许多亟需深入研究的现象，如材料在辐照、腐蚀、应力和高温条件下产生的辐照肿胀、辐照生长、辐照脆化、氢脆、氦脆等，都是多因素条件下物理过程耦合作用的结果。粒子加速器为研究这些复杂物理现象和规律提供了精确、高效的技术手段。特别是由于绝不允许利用实验堆研究事故，加速器辐照往往是开展核反应堆材料在事故工况下性能变化和性能验证的重要手段甚至是唯一手段。此外，加速器辐照技术也是反应堆材料延寿评估的重要技术支撑，是预测材料寿期性能和遴选先进抗辐照材料的必要途径。
课题组近年来在反应堆压力容器材料、事故容错包壳材料等方面开展了电子束、离子束辐照损伤研究。在SiCf/SiC复合材料界面辐照损伤、FeCrAl合金辐照析出行为和辐照非晶化方面有了新的发现。
创建: Nov 20, 2021 | 11:22
无论是为了预测受辐照材料服役寿命，还是设计新型抗辐照材料，都迫切需要对材料辐照损伤开展深入研究。金属材料的辐照损伤是一个经典的多尺度问题：微观尺度上高能粒子与金属原子相互作用形成辐照缺陷，细观尺度上辐照产生缺陷与材料内部结构相互作用，进而在宏观尺度上改变金属材料的力学性能，引起辐照硬化、脆化、蠕变、肿胀等现象。因此为了能够系统分析金属材料的辐照损伤，须在不同尺度上开展针对性研究，在充分了解相应的物理过程和作用机理的基础上，建立不同尺度之间的联系，从而对核材料的辐照力学性能进行有效分析和预测。
课题组采用跨尺度模拟和理论分析相结合的研究方法，在金属材料辐照损伤方向取得的主要成果包括：（1）发展了随机位错动力学方法，并将其成功应用于辐照缺陷的空间分布研究；（2）开发了团簇—位错动力学耦合算法，实现了辐照中材料微观结构演化的模拟；（3）基于位错运动变化机理，提出了理论模型并实现了反应堆压力容器钢不同辐照条件下韧脆性转变温度偏移的预测。
创建: Nov 20, 2021 | 02:28
核电站核岛一回路主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主循环泵的大型厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯裂变热能的重要结构。核电站周期维护中，失效材料的维修与替换占据了大部分成本。为提高核电站运行时的安全性，降低在役检查工作量，主管道一级核部件多采用奥氏体不锈钢整体锻造结构。压水反应堆电站运营经验显示，其一、二回路材料失效案例统计中，腐蚀和疲劳是造成失效的最常见原因。其疲劳问题不仅涉及核电站运营、材料维护成本，还与核安全问题紧密相关。压水堆核电站核级设备设计建造规范（如美国的ASME标准、法国的RCC标准）对一回路管道材料疲劳寿命的估算考虑了表面处理、平均应力、结构尺寸等因素，然而一回路环境（高温、液相冲击、腐蚀等条件）对材料疲劳寿命的影响，以及环境因素与以上条件的相互作用，并未得到充分考察。
评估核用结构材料可靠性，在基于建造规范的基础上，需充分考虑其保守性，验证安全裕度。传统疲劳实验均采用单轴拉伸-压缩机械疲劳实验，ex-situ的方式检测裂纹形貌确定开裂机制，进而获得S-N曲线。然而这种方法的缺点显而易见，如实验周期长、耗资巨大等。为了研究第四代核反应钠冷快堆一回路环境，400-550℃高温循环冲击下的316L（N）奥氏体不锈钢高周热疲劳表现，采用多照相机（两个可见光照相机及一个红外照相机）的多视角融合相关系统（Hybrid Multiview Correlation），原位测量该种钢材在高周期（百万级别）热循环载荷下的表面三维温度-位移-应变场分布，并追踪裂纹萌生与扩展演化过程。采用三维热力有限元更新方法（FEM-updating），对材料的力学行为进行分析，评估其疲劳强度，构建概率模型以预测裂纹网络发展特征。最终，获得的考虑平均应力效应的热疲劳数据，得以证明RCC-MRx建造规范的保守性。
图1 采用HMC算法测量得到的温度载荷为160摄氏度时试件表面温度及三维位移场
图2 循环21600周期后，温度变化范围为[400, 630]摄氏度，叠加50MPa平均应力后，红外照相机实时监测的样品表面裂纹网络
创建: Nov 19, 2021 | 19:27
