【摘 要】
：
钨及其合金材料作为聚变堆装置中面临等离子体的重要候选材料,其在高热/粒子流作用下的损伤行为,不仅关系到材料的使用寿命,还会影响等离子的稳定性以及聚变反应堆装置的
【机 构】
：
四川大学物理科学与技术学院,成都,610064四川大学物理科学与技术学院,成都,610064;东华理工大学核工程与地球物理学院,南昌,30013
论文部分内容阅读
钨及其合金材料作为聚变堆装置中面临等离子体的重要候选材料,其在高热/粒子流作用下的损伤行为,不仅关系到材料的使用寿命,还会影响等离子的稳定性以及聚变反应堆装置的安全性,因此研究钨及其合金材料在高热/粒子流作用下的损伤行为,具有重要的科学和工程意义.W-ZrC合金经表面抛光并经过1000℃退火,在GLADIS(一台利用高热流H/He粒子源模拟聚变堆中相关热负荷条件,对PFMs/PFCs服役性能进行测试的大型设备)上进行高热流加载实验,热通量的分布通过高斯拟合,得到边缘样品的温度是中间样品温度的85％左右.W-ZrC分别在H粒子源和H+6％He的粒子源上进行高热流加载,其中H粒子源热通量为10 MW/m2,能量为29 keV,加载880 s后总通量为3.4×1024 atoms/m2,中间温度约为1 000℃,边缘温度约为850℃；H+6％He粒子源热通量为8 MW/m2,能量为27 keV,加载2100 s后总通量是6.7×1024 atoms/m2,中间温度约为800℃,边缘温度约为700℃.本文利用北京高能物理所的慢正电子束流装置测量了上述辐照样品的慢正电子湮没多普勒展宽能谱,分析了样品中空位型缺陷的变化.实验结果表明：在H粒子辐照的样品中,温度高的中间辐照W-ZrC样品的S值比温度低的边缘辐照W-ZrC样品的S值要低很多,通过相关分析发现其S参数减小的原因很可能是更高的温度有利于氢的迁移和扩散,此时的氢很可能被吸引到钨中原有的空位型缺陷处,从而改变了原有的缺陷类型所致.同时为了了解He粒子辐照对样品的影响,分析了温度在1000℃的H粒子源中间辐照的样品和温度在800℃的H+6％He粒子源中间位置辐照的样品,发现H+6％He粒子束辐照的样品的S值要远大于H粒子束辐照的样品,初步的测试结果表明新加入的氦可能导致了该合金样品中空位型缺陷的数目或者尺寸的增加.
其他文献
我们应用外区复坐标变换(exterior complex scaling,ECS)方法研究了在德拜等离子体环境下,电子与氢原子碰撞的散射和电离过程.计算了电子与氢原子散射过程1s-1s的弹性碰
采用标准固相反应法制备了La0.67Ca0.33MnO3、La0.57Y0.10Ca0.33MnO3、La0.67Ca0.33Mn0.90Cu0.10O3、La0.67Ca0.33Mn0.90Fe0.10O3多晶陶瓷并进行了正电子寿命谱和室温(30
我们在N离子注入的ZnO薄膜中观察到了室温铁磁性，通过退火效应研究分析了其微观结构与磁性表现间的关联，表明样品中的铁磁性与Zn空位相关的缺陷复合态有关。
室温下,采用能量为2MeV的Xe离子对熔盐堆用燃料基体石墨进行了辐照试验。采用拉曼光谱和慢正电子束研究了辐照对基体石墨微观结构和缺陷产生的影响,得到了正电子湮没S参
作为最重要的半导体材料,TiO2因其高化学稳定性、较低的毒性和光敏性质,近年来受到广泛关注和研究.TiO2纳米材料可以应用在很多方面,包括光催化、太阳能电池、防紫外线、
钨金属具有高熔点,高热导率,低Z原子溅射率和不与氘氚共沉积等优异性能,已被选为ITER和DEMO中偏滤器和第一壁的面对等离子材料.聚变堆运行过程中面对等离子体材料受到中
正电子湮没技术(Positron Annihilation Technique,简称PAT)是一种从上世纪60年代发展起来的主要应用于固体物理和材料科学研究的无损探测技术.正电子与材料相互作用,其
运用高温固相反应的方法制备了用于放射性废物固化处理研究的固化体材料钙钛锆石(CaZrTi2O7)，并通过掺入23.21％CeO2模拟锕系核素包容.利用北京大学加速器产生的1MeV Au离子
主要介绍我们在实验室中产生超短MeV正电子束的实验结果.实验是在中科院上海光机所强场激光物理国家重点实验室的飞秒激光系统上进行的,该激光装置发射中心波长为λL=0.8
Zn4Sb3具有优良的热电性能.我们用正电子湮没寿命谱和多普勒展宽谱研究了Zn4Sb3在常温下的缺陷结构以及低温下相变过程中的缺陷结构变化.在常温下Zn4Sb3是β相，其Zn单空位