聚變堆用典型金屬工程材料輻照損傷機(jī)理

湯曉斌 劉 健 陳飛達(dá) 黃 海 李 歡 陳 達(dá)

聚變堆用典型金屬工程材料輻照損傷機(jī)理

湯曉斌1,2劉 健1陳飛達(dá)1黃 海1李 歡1陳 達(dá)1,2

1（南京航空航天大學(xué) 核科學(xué)與工程系 南京 210016）
2（江蘇省核能裝備材料工程實(shí)驗(yàn)室 南京 210016）

聚變堆中極端輻照環(huán)境下，核工程材料的安全與可靠性對(duì)保障核能產(chǎn)業(yè)可持續(xù)發(fā)展具重大意義。采用蒙特卡羅程序包Geant4建立了聚變堆輻照環(huán)境下的材料損傷模型，從材料的位移損傷率和雜質(zhì)沉積等方面研究了CLAM鋼、F82H鋼、α-Fe三種聚變堆用典型金屬工程材料分別在中子、質(zhì)子、重離子轟擊下的輻照損傷機(jī)理。研究表明，中子對(duì)材料的輻照損傷主要為位移損傷；質(zhì)子和重離子對(duì)材料造成的位移損傷呈Bragg峰曲線(xiàn)分布，且損傷區(qū)域與粒子射程均集中在材料表層，其中14.67 MeV質(zhì)子射程為512 μm，0.82 MeV3He離子射程僅為2.1 μm。系統(tǒng)分析了聚變堆用典型金屬工程材料的損傷形成機(jī)理，為進(jìn)一步研究材料受輻照后宏觀性能與微觀結(jié)構(gòu)變化提供了理論依據(jù)。

蒙特卡羅方法，金屬工程材料，位移損傷率，雜質(zhì)沉積

聚變堆內(nèi)金屬材料的性能穩(wěn)定與聚變堆的安全發(fā)展有著密切的聯(lián)系[1?2]。因此，研究聚變堆內(nèi)高溫、高壓、強(qiáng)輻照復(fù)雜環(huán)境下材料的失效和破壞行為對(duì)于保證聚變堆使用壽命及其安全性具有重大意義。以往研究發(fā)現(xiàn)：中子輻照會(huì)使材料發(fā)生諸如低溫輻致硬化和脆化、元素偏析、蠕變、腫脹以及高溫氦脆[3?5]等變化，嚴(yán)重影響材料宏觀性能，對(duì)聚變堆的運(yùn)營(yíng)造成安全隱患，尤其是在先進(jìn)核能系統(tǒng)高速發(fā)展的今天，聚變堆內(nèi)嚴(yán)酷的工況條件對(duì)聚變堆工程材料提出了更高的安全性能要求。

利用各種輻照實(shí)驗(yàn)探究材料在輻照前后宏觀性能及微觀結(jié)構(gòu)的變化規(guī)律是研究材料輻照損傷效應(yīng)最直觀的方法。本文欲研究中子、質(zhì)子及重離子對(duì)聚變堆用典型金屬工程材料的微觀損傷機(jī)理。由于實(shí)驗(yàn)技術(shù)水平的限制，實(shí)現(xiàn)對(duì)實(shí)驗(yàn)條件的嚴(yán)格可控及實(shí)驗(yàn)結(jié)果的精確測(cè)量依然有不小的困難，尤其在原子尺度上研究材料輻照損傷微觀機(jī)理，目前尚只能通過(guò)計(jì)算機(jī)模擬方法進(jìn)行。隨著計(jì)算機(jī)技術(shù)的發(fā)展和理論基礎(chǔ)的完善，利用計(jì)算機(jī)模擬手段已闡明了許多材料輻照損傷機(jī)理，逐漸成為解決材料科學(xué)中實(shí)際問(wèn)題的重要組成部分[6?8]。

本文采用蒙特卡羅方法從材料的輻照位移損傷率及雜質(zhì)沉積等方面研究了聚變堆用典型金屬工程材料CLAM鋼、F82H鋼以及α-Fe在不同能量的中子、質(zhì)子及重離子轟擊下的輻照損傷機(jī)理。

1 模擬方法

本文采用蒙特卡羅粒子輸運(yùn)軟件Geant4進(jìn)行模擬計(jì)算[9]，圖1為進(jìn)行計(jì)算的幾何模型示意圖，該幾何結(jié)構(gòu)由三部分構(gòu)造成。

圖1 Geant4幾何模型構(gòu)建示意圖Fig.1 Geometric model of Geant4 simulation.

1) world部分：world是邊長(zhǎng)為450 mm× 450 mm×450 mm的立方體，其作用是限定粒子輸運(yùn)空間即任何粒子的輸運(yùn)都只能在world范圍內(nèi)，一旦超出world部分，系統(tǒng)將自動(dòng)終結(jié)該粒子的輸運(yùn)。

2) 靶材料部分：靶材料為400 mm×320 mm ×320 mm的長(zhǎng)方體構(gòu)成，為使本工作具有更高的理論意義與實(shí)用價(jià)值，本文選取的靶材料為國(guó)內(nèi)特有的低活化馬氏體鋼CLAM鋼、國(guó)際聚變堆候選材料F82H鋼、以及聚變堆常用材料的主要成分α-Fe（純鐵）三種材料，在本文中每次計(jì)算分別填充上述三種材料。CLAM與F82H的材料成分以及本文所需的其它參數(shù)如表1所示。

3) 敏感探測(cè)器部分：敏感探測(cè)器由0.02 mm× 320 mm×320 mm的小長(zhǎng)方體薄片構(gòu)成，即沿著粒子入射方向?qū)胁牧掀骄譃?0000層，每層均設(shè)置一份敏感探測(cè)器，通過(guò)記錄每一層中的粒子相關(guān)信息，從而獲得整個(gè)靶材料的損傷效應(yīng)。計(jì)算位移損傷率時(shí)未加濾波器，計(jì)算粒子沉積時(shí)為準(zhǔn)確獲得粒子的沉積信息加了特定濾波器。

表1 靶材料CLAM和F82H的參數(shù)Table 1 Parameters of target materials CLAM and F82H.

聚變堆內(nèi)存在高溫、高壓以及強(qiáng)輻照，在此環(huán)境下材料損傷極其嚴(yán)重。聚變堆中主要進(jìn)行如下核反應(yīng)：

即存在快中子、質(zhì)子、α粒子和3He等。本文利用Geant4建立了材料損傷模型，分別模擬了上述粒子對(duì)典型聚變堆材料的損傷，具體為：

1) 中子在14.1 MeV和2.45 MeV能量下分別對(duì)CLAM鋼、F82H鋼、α-Fe三種材料輻照損傷計(jì)算；

2) 質(zhì)子在14.67 MeV和3.03 MeV能量下分別對(duì)CLAM鋼、F82H鋼、α-Fe三種材料的輻照損傷計(jì)算；

3) 重離子（主要包括3.67 MeV的α粒子和0.83 MeV的3He離子）對(duì)CLAM鋼、F82H鋼、α-Fe三種材料的輻照損傷計(jì)算。

在Geant4中，粒子與物質(zhì)相互作用的物理過(guò)程包含電磁相互作用模塊和強(qiáng)相互作用模塊。電磁相互作用包括多次散射、電離、光電效應(yīng)、軔致輻射等過(guò)程，該模塊使用的數(shù)據(jù)庫(kù)文件來(lái)源于Livermore實(shí)驗(yàn)室的EEDL、ENSDF、EPDL97、EADL庫(kù)。粒子之間的彈性散射、非彈性散射和原子核嬗變等包含于強(qiáng)相互作用模塊中。

中子與物質(zhì)的相互作用屬于強(qiáng)相互作用，本文對(duì)低于20 MeV的中子采用基于ENDF/B-VI反應(yīng)截面文件的G4NDL3.11模塊。彈性散射采用兩體碰撞近似類(lèi)G4LElastic（重荷除外）；在處理質(zhì)子和中子的非彈性散射和核嬗變物理過(guò)程時(shí)選用Bertini (19.9 MeV-9.9 GeV)、LEP (9.5 GeV-25 GeV)和QGSP (15 GeV-100 TeV)實(shí)現(xiàn)不同能量段的互補(bǔ)模型。3He和重荷粒子的非彈性作用采用類(lèi)G4BinaryLightIonReaction，電離作用采用類(lèi)G4ionIonisation。

為得到每種粒子在材料中沉積的能量，進(jìn)而計(jì)算出位移損傷率，本文在設(shè)置的20000份敏感探測(cè)器上，首先利用Tracking Hit類(lèi)函數(shù)，統(tǒng)計(jì)每一次Run后，所有碰撞點(diǎn)信息，如碰撞前粒子能量、動(dòng)量、入射角度、坐標(biāo)，碰撞后的動(dòng)能、角度、坐標(biāo)，通過(guò)位置信息獲得每一個(gè)碰撞點(diǎn)歸屬的敏感探測(cè)器，然后將該步沉積的能量累加到對(duì)應(yīng)的探測(cè)器，如此便可得到入射粒子在每個(gè)探測(cè)器上沉積的總能量，最后歸一于單個(gè)粒子，便可對(duì)獲得的信息進(jìn)行后續(xù)處理。

粒子入射方向?yàn)閇100]方向，即垂直于靶材料截面入射，根據(jù)敏感探測(cè)器獲得的粒子沉積能量，可用式(5)計(jì)算缺陷數(shù)：

式中，Nd為缺陷數(shù)；E為初級(jí)碰撞原子(Primary Knock-on Atom, PKA)的能量；Ed為離域能；ED(E)為PKA的損傷能，可由式(6)求得：

式中，Z1與Z2為撞擊與被撞擊的原子序數(shù)；A1與A2為上述兩種原子的質(zhì)量數(shù)[10?11]。由此，可以計(jì)算得到平均每個(gè)原子的位移次數(shù)(Displacement Per Atom, DPA)。將所得DPA數(shù)值除以模擬所用的注量，便可得到單位注量下的位移損傷率(Displacement Damage Rate, DDR)，即：

式中，R為所求DDR值；φ為模擬所用注量。

當(dāng)中子與材料中原子發(fā)生相互作用時(shí)，會(huì)使原子發(fā)生離位，在單位注量下由此產(chǎn)生的位移損傷率稱(chēng)為總的DDR。其中，由中子直接引發(fā)的原子離位稱(chēng)為非電離DDR，而由中子與原子核相互作用產(chǎn)生的次級(jí)粒子（如質(zhì)子、α粒子）引發(fā)的原子離位稱(chēng)為電離DDR，由于電離DDR對(duì)材料損傷的貢獻(xiàn)較小，因此本文針對(duì)中子，主要研究非電離DDR與總DDR對(duì)材料造成的損傷；針對(duì)質(zhì)子與重離子，研究總DDR對(duì)材料造成的損傷。

在計(jì)算粒子沉積時(shí)，通過(guò)探測(cè)器上的濾波器將其他粒子屏蔽只留下所研究的粒子，再判斷粒子動(dòng)能降到截?cái)嘀狄韵潞笏幍奈恢?，利用該處的探測(cè)器記錄下粒子的信息。最后取均值歸一于單個(gè)粒子入射后產(chǎn)生的H、3He和4He在探測(cè)器中的分布。

2 結(jié)果與討論

2.1 中子及其非電離作用產(chǎn)生的位移損傷率分布

計(jì)算了能量為14.1 MeV和2.45 MeV的中子及其非電離作用對(duì)CLAM、F82H、α-Fe三種材料的損傷。每一次仿真計(jì)算，入射中子個(gè)數(shù)均為106。一共計(jì)算了6組，數(shù)據(jù)歸一化后得到單個(gè)中子造成的材料的DDR分布如圖2、3所示。為更好地研究中子對(duì)材料的損傷效應(yīng)，列出了具有代表性的中子對(duì)α-Fe損傷效應(yīng)特征數(shù)據(jù)，如表2所示。

圖2 14.1 MeV (a)與2.45 MeV (b)中子輻照后CLAM、F82H、α-Fe三種材料位移損傷率隨深度分布Fig.2 DDR distribution as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after neutron irradiations at 14.1 MeV (a) and 2.45 MeV (b).

由圖2、3可知，對(duì)于14.1 MeV和2.45 MeV的中子輻照，其在三種材料造成的總位移損傷和非電離損傷的DDR隨深度的分布曲線(xiàn)均呈現(xiàn)先上升后下降趨勢(shì)，在損傷達(dá)到峰值之后，隨著深度增加損傷程度以指數(shù)形式遞減。在相同的深度下，有α-Feddr＞F82Hddr≈CLAMddr。分布曲線(xiàn)與橫坐標(biāo)圍成的面積為單位注量下中子對(duì)材料造成的位移損傷數(shù)，從圖2、3中可以看到，14.1 MeV和2.45 MeV中子產(chǎn)生損傷的規(guī)律相同，均是在α-Fe中產(chǎn)生的位移損傷最大，在CLAM和F82H中產(chǎn)生的位移損傷幾乎一致。因?yàn)棣?Fe為純鐵，不含合金元素，由此可推知，合金元素的添加能減少中子對(duì)材料的損傷。從圖2、3中可以發(fā)現(xiàn)，低能量的中子在材料中造成的位移損傷率大于高能量的中子，其原因在于，高能中子在材料中沉積的能量相對(duì)較少，故傳遞給材料中原子的能量也較少，從而導(dǎo)致產(chǎn)生上述現(xiàn)象。

圖3 14.1 MeV (a)與2.45 MeV (b)中子在CLAM、F82H、α-Fe三種材料中產(chǎn)生的非電離位移損傷率隨深度的分布Fig.3 DDR distribution generated by non-ionizing effect of neutron as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after neutron irradiations at 14.1 MeV (a) and 2.45 MeV (b).

表2總結(jié)了中子在α-Fe總的損傷數(shù)據(jù)。表2中列出的損傷類(lèi)型為總損傷和非電離損傷，對(duì)于這兩種損傷，均列出了入射中子能量為2.45 MeV和14.1 MeV時(shí)的損傷數(shù)據(jù)。峰值深度表示中子在材料中造成最大缺陷數(shù)時(shí)對(duì)應(yīng)的入射深度，用來(lái)表征損傷最嚴(yán)重區(qū)域；DDR峰值表示中子對(duì)材料能造成的最大損傷，能給材料的輻照穩(wěn)定性和預(yù)期壽命提供最可靠估計(jì)；損傷平均數(shù)量級(jí)可用于快速比較和估算中子對(duì)材料造成的損傷程度；損傷深度指損傷DPA下降到峰值一半時(shí)的深度，可用來(lái)表征中子有效損傷射程。由表2可知，2.45 MeV中子對(duì)應(yīng)的非電離損傷DDR峰值為14.1 MeV中子非電離損傷DDR峰值的10倍多，可知非電離損傷效應(yīng)隨著中子能量的增加而減少。對(duì)于總的位移損傷，2.45 MeV中子產(chǎn)生的峰值為14.1 MeV中子峰值的1.31倍，兩種能量峰值深度和損傷深度對(duì)應(yīng)相當(dāng)。

由總位移損傷和非電離位移損傷數(shù)據(jù)分析可知，隨著中子入射能量的增加，在材料中沉積的能量反而減少，進(jìn)一步可推知高能中子對(duì)材料的位移損傷程度也會(huì)減少。

表2 中子對(duì)α-Fe的損傷數(shù)據(jù)Table 2 Data of neutron damage to α-Fe.

2.2 質(zhì)子產(chǎn)生的DDR及沉積深度分布

2.2.1質(zhì)子產(chǎn)生的DDR隨深度分布

利用Geant4分別計(jì)算了聚變堆中D-T反應(yīng)產(chǎn)生的14.67 MeV和3.03 MeV質(zhì)子對(duì)CLAM鋼、F82H鋼、α-Fe三種材料的損傷情況。本次計(jì)算的質(zhì)子數(shù)量為106個(gè)，最后歸一到單個(gè)質(zhì)子對(duì)材料造成的損傷。圖4是質(zhì)子對(duì)材料造成的DDR隨材料深度的分布情況。表3中列出了質(zhì)子對(duì)材料造成位移損傷一些具體特征數(shù)據(jù)。

由圖4可知，不同能量的質(zhì)子對(duì)三種材料造成的位移損傷均呈Bragg峰曲線(xiàn)分布，位移損傷都集中在材料的表層。相同能量的質(zhì)子對(duì)三種材料的損傷程度幾乎相同。結(jié)合圖4與表3可知，在這三種材料中，3.03 MeV質(zhì)子損傷深度均遠(yuǎn)小于14.67 MeV質(zhì)子，但是前者造成的DDR峰值遠(yuǎn)大于后者，因而3.03 MeV質(zhì)子對(duì)材料損傷也不可忽視。

圖4 14.67 MeV (a)與3.03 MeV (b)質(zhì)子輻照后在CLAM、F82H、α-Fe三種材料位移損傷率隨深度分布Fig.4 DDR distribution as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after proton irradiations at 14.67 MeV (a) and 3.03 MeV (b).

表3 質(zhì)子對(duì)三種靶材料造成損傷數(shù)據(jù)Table 3 Proton damage data in three materials (CLAM, F82H and α-Fe).

2.2.2質(zhì)子沉積深度分布

在現(xiàn)實(shí)生活中，單憑家長(zhǎng)的力量確實(shí)難以協(xié)調(diào)生活、工作與家園共育活動(dòng)之間在時(shí)間上的沖突，政府、幼兒園、企業(yè)應(yīng)該為家長(zhǎng)參與家園共育創(chuàng)造更多的機(jī)會(huì)。政府可以牽頭成立專(zhuān)門(mén)的家庭教育指導(dǎo)機(jī)構(gòu)、家長(zhǎng)學(xué)?；蛏鐓^(qū)協(xié)作機(jī)構(gòu)，組織家長(zhǎng)學(xué)習(xí)幼兒教育有關(guān)知識(shí)。幼兒園可以將家長(zhǎng)會(huì)、家訪(fǎng)、親子活動(dòng)等家園共育活動(dòng)安排在節(jié)假日、雙休日，方便家長(zhǎng)參與。家長(zhǎng)所在工作單位要在充分理解家長(zhǎng)處境的基礎(chǔ)上，建立規(guī)范的請(qǐng)假制度，允許家長(zhǎng)請(qǐng)假參與家園共育活動(dòng)，以提高家長(zhǎng)家園共育活動(dòng)的參與率。

質(zhì)子最后以穩(wěn)定的形態(tài)如氫復(fù)合物沉積在材料中，造成材料脆化和腫脹，因此研究氫在材料中的沉積機(jī)理具有重要意義。本文研究了14.67 MeV和3.03 MeV的質(zhì)子在材料中沉積的濃度隨深度的變化規(guī)律，結(jié)果如圖5所示，對(duì)應(yīng)的特征損傷數(shù)據(jù)如表4所示。

圖5 14.67 MeV (a)與3.03 MeV (b)質(zhì)子在CLAM、F82H、α-Fe三種材料中產(chǎn)生的H沉積量隨深度分布Fig.5 Deposited H concentration as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after proton irradiations at 14.67 MeV (a) and 3.03 MeV (b).

表4 質(zhì)子沉積對(duì)靶材料造成損傷數(shù)據(jù)Table 4 Deposited H data in three materials (CLAM, F82H and α-Fe).

由圖5和表4可以發(fā)現(xiàn)，14.67 MeV和3.03 MeV的質(zhì)子沉積量隨深度分布曲線(xiàn)都呈現(xiàn)尖峰形狀，但在沉積量峰值與峰值對(duì)應(yīng)深度方面卻差別巨大。14.67 MeV質(zhì)子產(chǎn)生的氫原子主要沉積在距入射材料表層480-540 μm范圍內(nèi)，3.03 MeV質(zhì)子產(chǎn)生的氫原子卻幾乎全部沉積在距表層34-38 μm范圍內(nèi)。3.03 MeV質(zhì)子對(duì)應(yīng)的氫原子沉積量峰值接近14.67 MeV質(zhì)子產(chǎn)生的氫原子沉積量峰值的8倍，因此必須重視氫原子在材料表面的沉積，防止其引起材料性能的退化。

2.3 重離子產(chǎn)生的DDR及沉積深度分布

2.3.1重離子產(chǎn)生的DDR隨深度分布

圖6給出了3.67 MeV α粒子及0.82 MeV的3He離子在三種材料中產(chǎn)生的DDR隨深度的分布。由圖6可知，每種粒子在三種材料的能量沉積幾乎相同。3.67 MeV α粒子在靶材料射程為6 μm，3He離子的射程為1.5 μm，可見(jiàn)重離子對(duì)材料損傷主要集中在材料最表層，同時(shí)合金元素的添加不會(huì)改變材料對(duì)重離子的耐輻照性能。2.3.2重離子沉積深度分布

圖6 3.67 MeV α粒子(a)與0.82 MeV3He離子(b)在CLAM、F82H、α-Fe三種材料中產(chǎn)生的位移損傷率隨深度分布Fig.6 DDR distribution as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after α particle irradiation at 3.67 MeV (a) and3He ion irradiation at 0.82 MeV (b).

α粒子和3He離子最后以穩(wěn)定的形態(tài)如氦氣甚至氦泡形式沉積在材料中，造成材料脆化和腫脹，研究氦的沉積對(duì)聚變堆材料安全可靠性同樣具有重要意義。本文利用Geant4計(jì)算了3.67 MeV的α粒子及0.82 MeV的3He離子最后形成的4He、3He原子在材料中的沉積，如圖7所示。

圖7 3.67 MeV α粒子(a)與0.82 MeV3He離子(b)在CLAM、F82H、α-Fe三種材料中產(chǎn)生的4He (a)與3He (b)沉積量隨深度分布Fig.7 Deposited4He (a) and3He (b) concentration as a function of depth in three materials (CLAM, F82H and α-Fe) after α particle irradiation at 3.67 MeV (a) and3He ion irradiation at 0.82 MeV (b).

從圖7可知，4He和3He在三種材料中的沉積也是幾乎一致的，呈現(xiàn)尖峰形狀。沉積在材料中的3He與4He均在材料淺表面處，且3He更接近材料表面。3He的沉積量峰值接近4He的兩倍。圖7中3He與4He的沉積量的峰的半高寬較小，可見(jiàn)重離子沉積呈現(xiàn)末端聚集現(xiàn)象，這符合重離子與物質(zhì)作用的原理。

3 結(jié)語(yǔ)

本文研究了中子、質(zhì)子以及重離子對(duì)中國(guó)低活化馬氏體鋼CLAM鋼、國(guó)際ITER壁材料F82H鋼以及α-Fe三種材料的輻照損傷機(jī)理。利用蒙特卡羅程序包Geant4建立了聚變堆輻照環(huán)境下中子、質(zhì)子、4He以及3He離子對(duì)材料的損傷模型，從材料的輻照位移損傷率及雜質(zhì)沉積量等方面研究了上述三種聚變堆用典型金屬工程材料在不同能量粒子轟擊下的輻照損傷機(jī)理，得到了以下結(jié)論：

2) 質(zhì)子對(duì)材料的位移損傷主要集中在表層，且呈Bragg峰曲線(xiàn)分布，之后沉積在材料中的質(zhì)子幾乎全部聚集在材料表層，因此為提高材料在聚變堆中使用年限，在材料表層加大對(duì)質(zhì)子防護(hù)必不可少。

3) α粒子在材料中造成的位移損傷主要集中在材料最表層6 μm范圍內(nèi)，而3He離子則在1.5 μm范圍內(nèi)，并且重離子對(duì)三種材料的位移損傷率幾乎相同，可見(jiàn)合金元素的添加不能減少重離子對(duì)材料的損傷。最后在材料中沉積的氦原子濃度遠(yuǎn)大于氫原子濃度，表明氦原子更易沉積在材料中，在材料服役期間必須加大對(duì)氦原子的防護(hù)。

4) 對(duì)比三種不同粒子對(duì)材料的損傷特點(diǎn)可以發(fā)現(xiàn)，中子對(duì)材料的損傷深度遠(yuǎn)大于質(zhì)子與重離子，低能中子對(duì)材料造成的損傷高于高能中子，在材料中添加合金元素能減少中子對(duì)材料的損傷；與中子對(duì)材料產(chǎn)生的損傷特點(diǎn)不同，質(zhì)子與重離子對(duì)材料的損傷均集中在材料表層，產(chǎn)生位移損傷率也遠(yuǎn)小于中子，合金元素的添加不能有效減少質(zhì)子與重離子對(duì)材料的損傷；雖然重離子的損傷深度遠(yuǎn)小于質(zhì)子，但產(chǎn)生的氦原子沉積濃度遠(yuǎn)大于氫原子。

1 Huang H, Tang X, Chen F, et al. Radiation damage resistance and interface stability of copper-graphene nanolayered composite[J]. Journal of Nuclear Materials, 2015, 460: 16-22. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2015.02.003

2 Chen F, Tang X, Yang Y, et al. Investigation of structural stability and magnetic properties of Fe/Ni multilayers irradiated by 300 keV Fe10+[J]. Journal of Nuclear Materials, 2014, 452(1): 31-36. DOI: 10.1016/ j.jnucmat.2014.04.039

3 Alamo A, Bertin J L, Shamardin V K, et al. Mechanical properties of9Cr martensitic steels and ODS-FeCr alloys after neutron irradiation at 325 C up to 42 dpa[J]. Journal of Nuclear Materials, 2007, 367: 54-59. DOI: 10.1016/ j.jnucmat.2007.03.166

4 Nishiyama Y, Onizawa K, Suzuki M, et al. Effects of neutron-irradiation-induced intergranular phosphorus segregation and hardening on embrittlement in reactor pressure vessel steels[J]. Acta Materialia, 2008, 56(16): 4510-4521. DOI: 10.1016/j.actamat.2008.05.026

5 Gilbert M R, Dudarev S L, Zheng S, et al. An integrated model for materials in a fusion power plant: transmutation, gas production, and helium embrittlement under neutron irradiation[J]. Nuclear Fusion, 2012, 52(8): 083019. DOI: 10.1088/0029-5515/52/8/083019

6 Domain C, Becquart C S, Malerba L. Simulation of radiation damage in Fe alloys: an object kinetic Monte Carlo approach[J]. Journal of Nuclear Materials, 2004, 335(1): 121-145. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2004.07.037

7 Korkut T, Korkut H. FLUKA simulations of DPA in6H-SiC reactor blanket material induced by different radiation fields frequently mentioned in literature[J]. Journal of Fusion Energy, 2013, 32(1): 66-70. DOI: 10.1007/s10894-012-9525-5

8 Barashenkov V S. Monte Carlo simulation of ionization and nuclear processes initiated by hadron and ion beams in media[J]. Computer Physics Communications, 2000, 126(1): 28-31. DOI: 10.1016/S0010-4655(99)00417-8

9 Agostinelli S, Allison J, Amako K, et al. GEANT4-a simulation toolkit[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 2003, A506(3): 250-303. DOI: 10.1016/S0168-9002(03)01368-8

10 Norgett M J, Robinson M T, Torrens I M. A proposed method of calculating displacement dose rates[J]. Nuclear Engineering and Design, 1975, 33(1): 50-54. DOI: 10.1016/0029-5493(75)90035-7

11 Kinchin G H, Pease R S. The displacement of atoms in solids by radiation[J]. Reports on Progress in Physics, 1955, 18(1): 1-51

Damage mechanism of typical metal engineering materials in fusion reactor under irradiation

TANG Xiaobin1,2LIU Jian1CHEN Feida1HUANG Hai1LI Huan1CHEN Da1,2
1(Department of Nuclear Science and Engineering, Nanjing University of Aeronautics and Astronautics, Nanjing 210016, China) 2(Jiangsu Key Laboratory of Nuclear Energy Equipment Materials Engineering, Nanjing 210016, China)

Background:It is significant to maintain the safety and reliability of nuclear engineering materials under a neutron irradiation environment.Purpose:This paper aims to investigate the irradiation damage mechanisms of CLAM, F82H and α-Fe under the bombardment of neutrons, protons and heavy ions respectively with the aspects of material displacement damage rate and impurities deposition.Methods:The model of material damage under irradiation of reactor was established using the Monte Carlo package Geant4.Results:Irradiation damage caused by neutrons was mainly displacement damage. The distribution of displacement damage caused by protons and heavy ions corresponded to Bragg peak curve, whose incident depth and damage area were concentrated in the surface of material. 14.67-MeV protons had an incident depth of 512 μm while 0.82-MeV3He ions were 2.1 μm only.Conclusion:The damage forming mechanism of metal engineering materials under extreme irradiation environment was systematically analyzed, which provided a theoretical basis for further research of material changes of macroscopic properties and microstructure after irradiation.

Monte Carlo method, Metal engineering materials, Displacement damage rate, Impurities deposition

TANG Xiaobin, male, born in 1978, graduated and awarded a doctoral degree in Nanjing University of Aeronautics and Astronautics in 2009, research area is nuclear energy and nuclear technology engineering

TL341

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.120601

中央高?；究蒲袠I(yè)務(wù)費(fèi)科研基地創(chuàng)新基金(No.3082015NJ20150021)、江蘇省博士后科研資助計(jì)劃項(xiàng)目(No.1401091C)、中國(guó)博士后科學(xué)基金(No.2014M561642)資助

湯曉斌，男，1978年出生，2009年于南京航空航天大學(xué)獲博士學(xué)位，現(xiàn)從事核能與核技術(shù)工程研究

Supported by the Fundamental Research Funds for the Central Universities (No.3082015NJ20150021), the Jiangsu Planned Projects for Postdoctoral

Research Funds (No.1401091C), China Postdoctoral Science Foundation (No.2014M561642)

2015-10-09，

2015-11-03

CLCTL341