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中子辐射脆化

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核反应堆压力容器的中子辐射脆化检查。

中子脆化是失去 延展性 和韧性。在核反应堆中,高能中子会使原子偏离其晶格位置,产生空位和间隙等缺陷。这些缺陷不断累积并形成阻碍位错运动的簇,从而提高了材料的硬度和强度,但却严重降低了材料在断裂前的塑性变形能力。

中子脆化的一个关键后果是延性-脆性转变温度 (DBTT) 的上升。DBTT 是指材料在低于该温度时表现出脆性,高于该温度时表现出延性。对于通常由铁素体钢制成的反应堆压力容器而言,这种转变意味着容器在正常工作温度下可能变脆,从而构成重大安全风险,尤其是在停堆或启动热循环期间。DBTT 的偏移量取决于中子注量(单位面积的总中子数)、中子能谱、辐照温度和材料成分(例如,铜和镍含量会加速脆化)。

这一发现意义深远,因为它引入了一种新的退化机制,这种机制并非基于化学腐蚀或机械疲劳,而是基于亚原子粒子相互作用。理解和量化这种影响已成为核工程和安全的基石。为了控制这种影响,核电站运行监测程序,将反应堆压力容器材料样本放入反应堆内,定期取出并进行测试,以跟踪脆化的进展,确保容器在其整个使用寿命期间始终处于安全运行范围内。

UNESCO Nomenclature: 3308
- 材料科学

类型

物理过程

中断

基础

使用方法

广泛使用

前体

  • 詹姆斯·查德威克发现中子
  • 第一座核反应堆(芝加哥一号反应堆)的开发
  • 尤金-维格纳对固体辐射损伤的预测(维格纳效应)
  • 电子显微镜在观察晶格缺陷方面的进展
  • A.A.格里菲斯对断裂力学的贡献

应用

  • 核反应堆压力容器(rpvs)的寿命评估和延长计划
  • 为下一代裂变和聚变反应堆开发抗辐射合金
  • 核设施中的材料监测计划,以监测降解情况
  • 高辐射环境下材料性能的预测模型
  • 航天器和卫星的屏蔽和结构部件的设计

专利:

NA

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相关内容: 中子脆性、辐射损伤、核反应堆、dbtt、反应堆压力容器、断裂韧性、晶格缺陷、辐照、材料科学、核工程。

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