近服役环境下包层铸件结构材料中离位损伤的模拟研究

发布时间:2022-05-12

作者:铸造工程

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编辑导语包层是聚变反应堆中靠近等离子体的重要部件,包层结构材料受到高能粒子轰击,其组织和性能可能发生显著变化。为了更好地发挥包层的辐射屏蔽作用,文中模拟研究了包层铸件候选结构材料CLAM钢和钒合金中的离位损伤。通过SRIM软件模拟聚变堆中的氢(H)、氘(D)、氦(He)三种离子分别注入CLAM钢和钒合金来观察材料的抗辐照能力,纯铁、纯钒作为基体参考。结果表明:相同剂量下三种离子注入靶材,在钒合金中产生的离位损伤(dpa)最小,这说明相较于CLAM钢、纯铁、纯钒三种材料,钒合金具有较高的抗辐照能力。同时,两种基体的离位损伤模拟分析发现,钒基体的抗中子辐照能力优于铁基体。此外,研究还发现,当同种离子在相同剂量下分别注入这四种材料中,H离子注入靶材料产生的离位损伤最低,He离子最高。这说明He离子在材料中产生的缺陷较多。



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0 引言


碳达峰和碳中和的提出展现了我国为全球气候保护作出更大贡献和致力于共建人类命运共同体的决心和意志,寻找一种可以代替传统化石能源而且清洁、产能高的新能源变得尤为重要。核能作为一种可大规模发展的替代能源,毋庸置疑是未来能源的不二之选。核能的利用主要有两种途径:核裂变能和核聚变能,其反应原理如图1所示。

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(a)核裂变;(b)核聚变

图1 反应原理图

从图1可以看出,核裂变在产生大量能量的同时,也会产生核废料,其处理一直是个难题。而反观核聚变,释放的能量更大且产物为无污染的氦,因此得到了人们的广泛关注。聚变堆中的包层是靠近等离子体的重要部件,也是CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor中国聚变工程实验堆)设计中的关键之一,目前依照中国聚变能发展路线图,21世纪20年代我国将具备建造CFETR一期的能力,对包层结构材料的要求是能抵抗大约10 dpa(Displacement per atom)聚变中子的辐照。另外,核嬗变反应产生的氦、氢也会对包层结构材料产生冲击,影响材料的性能,进而影响包层材料的使用寿命。

目前,粉末冶金技术和铸造工艺成形是包层结构材料的两种制备方式,其中利用铸造工艺制备出的CLAM钢(China Low Activation Martensitic steel)和钒合金是潜在的包层候选结构材料,为了更好地发挥包层的辐射屏蔽作用,需要对这两种材料进行离位损伤方面的研究。文中以CLAM钢和钒合金为研究对象,为了更好的观察两种基体之间的差异,在选材时增加了纯铁和纯钒用于对比。

聚变堆中高达14MeV的中子能量目前无法进行实验,因此对材料辐照损伤的研究主要依靠离子辐照模拟和实验。为了更好地模拟包层在核聚变中的服役环境,选择的离子为氢离子、氘离子、氦离子,采用SRIM(Stopping and Range of Ions in Matter)软件来研究离子在固体中的射程、阻止和损伤等模拟。通过SRIM模拟离子分别注入纯铁、CLAM钢、纯钒和钒合金以观察材料的抗辐照能力,该研究对低活化材料在CFETR服役条件下的正常运行具有参考意义。

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1 SRIM模拟建模与分析方法

通过SRIM软件的Stopping and range table功能,可以计算出不同的离子能量所能达到的离位损伤峰值深度,根据所需要的离位损伤峰值深度选择离子能量。从VANCANCY.TXT文件中可以计算得到离位损伤程度dpa,表1和表2分别为靶材料钒合金和CLAM钢的成分组成以及性能特点。

表1 钒合金和CLAM钢的参数

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表2 钒合金和CLAM钢的主要性能特点

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进行SRIM模拟,首先要进行射程的选择,通过SRIM导出的文件确定注入能量,离子注入能量对应的深度如图2所示。在SRIM软件的Stopping and range table功能下模拟H、D、He分别注入纯铁、CLAM钢、纯钒及钒合金V-4Cr-4Ti。

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(a)纯钒


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(b)纯铁


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(c)CLAM钢


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   (d)钒合金V-4Cr-4Ti

图2 各离子注入能量与深度的关系

为了后续便于与透射电镜相关数据作对比,选择峰值在300 nm左右所对应的离子能量,可以确定得到的离子注入能量及离子注入靶材料模拟过程的具体实验参数,见表3。

表3 离子注入靶材料对应的能量

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确定注入离子种类和注入能量后,进行空位参数的模拟,即dpa的模拟计算。通过SRIM的“Ion Distribution and quick calculation of damage”模式进行模拟,输入靶材料的各元素原子质量比和注入能量,根据不同的条件选择注入H、D、He离子,离子模拟注入粒子总数为99 999,注入离子及靶材料等相关参数设定完毕后,运行SRIM。模拟运行结束后,通过VANCANCY.TXT及相关文件获得空位浓度,计算dpa。

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2 SRIM模拟结果分析


当载能离子进入到靶材料中时,会与点阵原子发生一连串的碰撞,该碰撞大致分为两个过程:初级碰撞过程和级联碰撞过程。图3、图4、图5、图6分别为H、D、He分别注入靶材料(纯铁、CLAM钢、纯钒、钒合金V-4Cr-4Ti)的粒子碰撞运动轨迹截面图。


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图3 注入纯Fe的粒子碰撞运动轨迹


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图4 注入CLAM钢的粒子碰撞运动轨迹


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图5 注入纯V的粒子碰撞运动轨迹


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图6 注入V-4Cr-4Ti合金的粒子碰撞运动轨迹

图3~图6中,红色代表入射离子的运动轨迹,黑色点代表停止在靶材料内部的入射离子,绿色以及其他颜色代表反冲原子。对比图中最后呈现的运动轨迹,它类似于束的形状,入射H离子形成的束更密集,入射He离子形成的束更发散。从图中均可以看出离子碰撞后运动方向存在不确定性以及级联碰撞及离位损伤的严重性。

dpa的计算依据缺陷的散射截面和离子注入剂量,通过公式(1)进行计算。

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式中,dpa表示离位损伤;image.png表示缺陷的散射截面,cm2/ion;image.png表示离子注入剂量,ion/cm2

离子的注入剂量可以通过注入时间和注入过程的束流速度计算获得。对于缺陷的散射截面,需要通过公式(2)导出。

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式中,image.png表示离子注入诱导的空位浓度,number/(Å·ion);image.png表示基体的原子浓度,number/cm3

对材料来说,碰撞离子所诱导的空位浓度与注入深度相关,因此不同的深度下的注入剂量并不相同。基体的原子浓度和离子注入诱导的空位浓度都可以在VANCANCY.TXT文件中获得。

先用He离子在80 keV的入射能量下注入纯铁所获得的模拟结果进行计算。为了便于对比,试验的注入剂量选择He离子注入纯钒造成10 dpa离子损伤所需的离子剂量,通过计算可得总束流为2.42×1017 ion/cm2,在此束流下依次计算出H、D、He离子注入这四种材料所造成的dpa,计算获得的dpa如图7所示。其中在300 nm处各靶材料的dpa如表4所示。

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图7 离子注入引起的离位损伤

根据图7的dpa结果,分别观察了纯铁和CLAM钢、纯钒和钒合金的平均原子离位损伤,由于基体相同且密度相差不大,纯铁与CLAM钢的dpa值相近,而纯钒与钒合金的dpa值相近。Yitao Yang等人也通过纯钒和钒合金的对比实验发现,在同等剂量离子注入的情况下,原子的离位损伤相差较小。

从图7中还可以清晰地看出:不论是H离子、D离子还是He离子注入,在峰值处钒基体(纯钒和钒合金)比铁基体(纯铁和CLAM钢)的原子离位损伤更低。当相同的离子种类和离子剂量注入靶材料时,钒中所产生的dpa更低,这说明,与以铁为基体的材料相比,以钒为基体的材料具有更优良的抗辐照性能。离子注入诱导出的空位和空位团簇是影响原子离位损伤的重要因素,研究表明,在钒合金中的缺陷累积速率较慢,这可能是由于钒合金中Ti的原子尺寸效应。Ti原子的尺寸大于V原子的尺寸,Ti的溶质原子可以捕获空位和空位团簇,从而有效的抑制这些空位团簇的迁移。

表4 峰值附近各靶材料的dpa

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对比三种离子注入造成的离位损伤,He离子造成的dpa高于D和H离子造成的损伤数倍,这主要是因为He离子的注入诱导出了更多的原子空位,有研究发现,He离子注入之后能够显著地促进位错环的生长,而且位错环的尺寸较大,He原子极易捕获空位形成He-V团簇,而He在结构材料中的积累会促进空腔成核,进而造成更大的原子位移损伤。

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3 结论


以纯铁、CLAM钢、纯钒和钒合金V-4Cr-4Ti为研究对象,通过SRIM软件模拟离子注入结构材料形成的离位损伤程度。得到了以下结论:


(1)通过对纯铁与CLAM钢、纯钒与钒合金V-4Cr-4Ti的离位损伤分析发现,同种离子注入基体相同或密度相差无几的靶材料中,其dpa的产生值相近。而以钒为基体的纯钒和钒合金V-4Cr-4Ti相较于以铁为基体的纯铁和CLAM钢具有更优越的抗中子和He、H的能力。


(2)作为目前包层结构材料的高级选择,钒合金V-4Cr-4Ti在H、D、He三种离子注入后比CLAM钢展现出更好的抗中子辐照能力。


(3)在三种注入离子中,He离子可以诱导出更多的空位,而空位正是造成离位损伤dpa的主要原因,这说明He离子对低活化材料的辐照损伤远远大于H离子和D离子,H离子的辐照损伤最小。