Fe-C合金中輻照缺陷特征的劑量率效應計算模擬

李建洋，張崇宏，楊義濤

（1.中國科學院 近代物理研究所，蘭州 730000；2.中國科學院大學 核科學與技術學院，北京 100049）

反應堆壓力容器（Reactor pressure vessel，RPV）是反應堆堆芯與外部環境之間的重要屏障，也是反應堆服役全壽命周期內不可更換的部件。反應堆的壓力容器在高壓、高溫、強中子輻照環境下長期服役。反應堆壓力容器在服役過程中存在不可更換性，其安全性備受關注，是反應堆延壽評估中需要考慮的重要問題。反應堆壓力容器在服役過程中會受到快中子（≥1.0 MeV）的輻照，導致RPV材料產生離位損傷，并伴隨溶質原子析出。離位損傷和析出相的累積會導致輻照硬化與輻照脆化，并引起材料性能退化，影響反應堆的安全運行。

針對鐵基材料中的輻照損傷問題，借助試驗堆中子輻照條件以及加速器離子輻照條件開展了大量的研究。研究結果表明：輻照引起鋼的主要缺陷是基體缺陷（空位/間隙子的團簇、位錯環、空洞等）、富Cu原子團簇，以及P元素在晶界的偏析等。中子輻照實驗可以提供拉伸、沖擊、斷裂韌性等標準試驗結果，但實驗周期長，樣品具有放射性，后期樣品的測試分析需要在熱室進行，實驗成本高。離子輻照的實驗參數精確可控，試驗周期短，樣品放射性低，后期樣品測試分析無需特殊環境要求。因此，在機理研究方面，常采用離子輻照的方法開展實驗研究。中子輻照產生的損傷是長期積累的一個過程，而離子輻照能夠在短時間內完成，兩者的損傷速率（劑量率）有顯著差異，這也是中子輻照與離子輻照實驗等效性研究的主要關注點之一。……