Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Tác động của bức xạ ion nặng đến vi cấu trúc của hợp kim V−4Cr−4Ti ở nhiệt độ trung bình
Tóm tắt
Hợp kim V-4 wt.% Cr-4 wt.% Ti là một vật liệu ứng cử viên đầy hứa hẹn cho ứng dụng làm tường chính và cấu trúc trong các lò phản ứng nhiệt hạch. Trong quá khứ, các nguồn neutron nhanh đã được sử dụng để đánh giá các thuộc tính sau bức xạ của các vật liệu ứng cử viên cho phản ứng nhiệt hạch. Việc ngừng hoạt động gần đây của Cơ sở Thử nghiệm Lưu thông Nhanh (FFTF) và Lò phản ứng sinh sản Thí nghiệm (EBR-II) đã khiến các nhà nghiên cứu tại Mỹ không còn cơ sở thí nghiệm địa phương để thực hiện các thử nghiệm như vậy. Trong hoàn cảnh này, việc kiểm soát thí nghiệm dễ dàng, tính khả dụng và chi phí tương đối thấp khiến bức xạ ion nặng trở thành một lựa chọn hấp dẫn, miễn là những hạn chế của nó được hiểu rõ. Chúng tôi đã chọn ion V+ 3-MeV và ion Ni++ 4.5-MeV để nghiên cứu tác động của bức xạ đến vi cấu trúc của hợp kim V-4Cr-4Ti trong khoảng nhiệt độ 200 - 420°C. Mối quan tâm chính là đánh giá độ ổn định kích thước và độ nhạy cảm của hợp kim này với sự giòn hóa do bức xạ. Trong bài báo này, chúng tôi báo cáo kết quả của các thí nghiệm bức xạ ion và so sánh chúng với dữ liệu hiện có về bức xạ neutron nhanh. Từ phân tích kính hiển vi điện tử truyền qua (TEM) của các mẫu bị bức xạ ion, chúng tôi phát hiện rằng đặc điểm thống trị của vi cấu trúc sau bức xạ là mật độ cao của các vòng khuyết tật và cụm khuyết tật điểm. Mật độ và kích thước khuyết tật phụ thuộc vào liều bức xạ và nhiệt độ. Các kết tủa và khe/trống bọt không được phát hiện, ngay cả trong các mẫu đã được tiêm đồng thời với He và tiếp xúc với bức xạ ion nặng. Sự gia tăng vận chuyển khuyết tật điểm đến các giao diện bên trong đã được quan sát thấy, điều này được thể hiện qua các vùng khuyết tật bị loại bỏ dọc theo ranh giới hạt. Các vùng khuyết tật bị loại bỏ dọc theo biên hạt có thể dẫn đến sự phân tách của tạp chất và chất hòa tan và sự hình thành kết tủa trên các ranh giới hạt.
Từ khóa
#vật liệu hạt nhân #bức xạ ion nặng #hợp kim V-4Cr-4Ti #vi cấu trúc #giòn hóa do bức xạTài liệu tham khảo
R. E. Gold and D. L. Harrod, Int. Met. Rev. 5/6 (1980) 232
B. A. Loomis and D. L. Smith, J. Nucl. Mater. 191-194 (1992) 84
D. L. Smith, B. A. Loomis and D. R. Diercks, J. Nucl. Mater. 135 (1985) 125–139
D. S. Geles, S. Ohnuki, and H. Takahashi, in Fusion Reactor Materials, Semiannual Prog. Report, DOE/ER-0313/20, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, (1996), 96–100
H. M. Chung, L. J. Nowicki, and D. L. Smith, in Fusion Reactor Materials, Semiannual Prog. Report, DOE/ER-0313/20, Oak Ridge National LaboratoryOak Ridge, TN, (1996), 84–86
A. F. Rowcliffe, in Fusion Reactor Materials, Semiannual Prog. Report, DOE/ER-0313/20, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, (1996), 323–332
C. Abromeit, J. Nucl. Mater. 216 (1994) 78–96
B. A. Loomis, H. M. Chung, L. J. Nowicki, and D. L. Smith, J. Nucl. Mater. 212-215 (1994) 799–803
H. M. Chung, H-C. Tsai, D. L. Smith, R. Peterson, C. Curtis, C. Wojcik, and R. Kinney, in Fusion Reactor Materials, Semiannual Prog. Report, DOE/ER-0313/17, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, (1995), 178–182
J. F. Ziegler, TRIM-Transport of Ions in Materials, Version 92, Yorktown, NY, IBM Research.
H-C. Tsai, R. V. Strain, A. G. Hins, H. M. Chung, L. J. Nowicki and D. L. Smith, in Fusion Reactor Materials, DOE/ER-0313/17, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, (1995), 8–14
A. van Veen, H. Eleveld, and M. Clement, J. Nucl. Mater. 212-215 (1994) 287
H. Matsui, K. Kuji, M. Hasegawa, and A. Kimura, J. Nucl. Mater. 212-215 (1994) 784
T. Shikama, S. Ishino, and Y. Mishima, J. Nucl. Mater. 69 (1977) 315
A. I. Ryazanov, V. M. Manichev, and W. van Witzenburg, J. Nucl. Mater. 231 (1996) 304
