热处理对V-4Ti合金氦的滞留与热解吸行为的影响

钒合金由于其低中子诱导的放射性和良好的高温性能被认为是未来聚变堆很有希望的第一壁和结构材料。因为氦可以通过放电清洗和中子嬗变产生，氦的滞留与热释放行为将是钒合金在聚变堆应用的重要课题。A．V．Veen领导的研究小组用1keV的氦离子注入到10^13-10^14He／cm^2的剂量研究了钒合金的氦俘获和热解吸机理以及预退火处理的影响。两群热解吸峰被发现，他们认为一个对应于氦，空位一杂质链，另一个对应于氦，带有钒合金原有的缺陷，如细小的析出物所俘获。既然钒合金原有的缺陷与退火处理有关，热处理对氦在钒合金中的滞留的影响是可以预期的，并且已被实验所证实。     

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在对国内外液态锂回路研究综述的基础上,重点介绍了四川大学流动液态锂回路的研究进展。为开展等离子体与流动自由液态锂表面相互作用的研究而设计了该回路,其目标是：(1)获得稳定、均匀的流动自由液态锂表面;(2)研究等离子体辐照下液态锂的蒸发、溅射以及氢、氢同位素和氦在液态锂中的滞留行为;(3)研究等离子体辐照下液态锂与结构材料的相容性。系统包括液态锂循环部分和直线高密度等离子体发生装置。     

混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

液态锂回路的研究及实验

在对国内外液态锂回路研究综述的基础上,重点介绍了四川大学流动液态锂回路的研究进展。为开展等离子体与流动自由液态锂表面相互作用的研究而设计了该回路,其目标是：(1) 获得稳定、均匀的流动自由液态锂表面;(2) 研究等离子体辐照下液态锂的蒸发、溅射以及氢、氢同位素和氦在液态锂中的滞留行为;(3) 研究等离子体辐照下液态锂与结构材料的相容性。系统包括液态锂循环部分和直线高密度等离子体发生装置。     

基于北京大学4.5 MV静电加速器的核技术应用

北京大学4.5 MV静电加速器是20世纪80年代我国自主研发的静电加速器。该器端电压在0.7~3.8 MV连续可调,主要加速氢/氦同位素离子,并可通过打靶产生准单能直流/脉冲中子场,具有多条束线及多个实验终端。该器作为开放仪器多年来为国内外从事核技术研究的团队提供了实验平台。近年来,针对我国在能源、航天和国防等领域材料研究的重要需求,该器进行了多次升级改造。一方面通过产生7 MeV以下和14~19 MeV的准单能中子场,应用于(n, a)核反应截面的测量和聚变堆中子谱仪刻度;另一方面,通过温控辐照、核反应分析等实验终端,实现了材料辐照损伤及聚变堆材料元素定量分析等研究方向的功能拓展。此外,设计新增用于半导体材料电学性能测试的原位在线辐照终端和用于研究材料微观尺度元素分布的离子束综合分析实验终端。目前部分新终端已设计组装完成,相关搭建和调试工作正在进行中。     

过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响

钨被广泛地认为是最具潜力的面向等离子体材料。钨在聚变堆中的服役过程中,会受到强束低能的氢氦粒子流的影响,其结果是钨的性能下降。本工作通过第一性原理计算的方法研究了过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响。研究结果表明,锆或铁的掺入会使钨的机械强度降低,延展性增加;锆铁的掺入不会改变氢氦在钨中的最佳占位,但是它们对氢氦在钨中的稳定性有一定影响;锆和铁对钨中氢氦的捕获作用存在一个最佳作用半径;铁原子在短距离（< 3.626 Å）时对氦有捕获作用,在长距离（> 3.626 Å）时存在排斥作用,而锆对钨中氢氦均具有捕获作用;钨中氢表现为亲电子的性质,而氦表现出疏电子的特性。总体上讲,锆对钨中氢氦的捕获作用要强于铁对钨中氢氦的捕获作用。本研究工作能够为钨基面向等离子体材料制备提供理论指导。Tungsten was widely considered as a highly promising candidate of plasma facing material, while the presence of hydrogen and helium has an adverse effect on the performance of the tungsten. The effects of transition metals (zirconium, iron) on the behavior of hydrogen and helium in tungsten were investigated by using the first-principles calculation method. The results show that doping of zirconium and iron decreases the mechanical strength of tungsten a little, but they increase the ductility of tungsten; zirconium and iron can't change the best occupied site of hydrogen and helium in tungsten, but they have some effect on the stability of the point defects formed by hydrogen and helium in tungsten; there is the best attraction radius between the transition metals (zirconium, iron) and hydrogen or helium in tungsten; there is an attractive interaction between iron and helium in a short distance (<3.626 Å), but a repulsion interaction in a long distance (>3.626 Å). An attractive interaction exists between zirconium and helium or hydrogen in tungsten whatever the distance is; the hydrogen that in tungsten has an electrophilic nature, while the helium has opposite features. The attraction interaction between zirconium and hydrogen or helium in tungsten is stronger than that of iron. Our works in this paper might provide a theory guide for the selection and preparation of the tungsten based alloy that is used as the plasma facing materials.     

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依据钨材料表面溅射的实验现象,建立钨材料表面粗糙模型,模拟了高能H+、He+粒子辐照下的钨材料表面的溅射行为过程,并与基于离子输运的双群模型计算得到的结果作了比较。结果表明,随着钨材料表面粗糙程度的增加,溅射率降低;对一定的粗糙表面,相同能量的不同入射粒子,质量越大粒子溅射率越高,这些结果为分析聚变装置中心等离子体杂质水平和评价偏滤器寿命等提供了一定的理论支撑。     

钨/石墨烯/钨面向等离子体复合材料力学与热学及耐辐照性能衰减的第一性原理计算

通过第一性原理计算研究了钨/石墨烯/钨复合材料相比于纯钨金属在力学与热学性质方面的变化，并用氦原子-空位缔合缺陷模拟核聚变辐照损伤评估等离子体辐照条件下的性能。计算结果表明：钨/石墨烯/钨复合材料的体积弹性模量、杨氏模量与剪切模量呈现一定程度的下降，但是提升了钨基材料的延展性；钨/石墨烯/钨复合材料的热膨胀系数有所增加，但是具有较高的最小热导率。本文阐述了石墨烯界面层可以对基体杂质与缺陷进行吸附的独特机制，通过这种机制，钨/石墨烯/钨复合材料在力学、热膨胀系数以及最小热导率有更低程度的衰减，这显示了钨/石墨烯/钨复合材料在抗辐照性能方面具有较大的应用潜力。     

表面粗糙度对面向等离子体钨材料溅射的影响

依据钨材料表面溅射的实验现象,建立钨材料表面粗糙模型,模拟了高能H⁺、He⁺粒子辐照下的钨材料表面的溅射行为过程,并与基于离子输运的双群模型计算得到的结果作了比较。结果表明,随着钨材料表面粗糙程度的增加,溅射率降低;对一定的粗糙表面,相同能量的不同入射粒子,质量越大粒子溅射率越高,这些结果为分析聚变装置中心等离子体杂质水平和评价偏滤器寿命等提供了一定的理论支撑。     

钨/石墨烯/钨面向等离子体复合材料力学和热学及其抗辐照性能的第一性原理计算研究

通过第一性原理计算研究了钨/石墨烯/钨复合材料相比于纯钨金属在力学与热学性质方面的变化，并用氦原子-空位缔合缺陷模拟核聚变辐照损伤评估等离子体辐照条件下的性能.计算结果表明:钨/石墨烯/钨复合材料的体积弹性模量、杨氏模量与剪切模量呈现一定程度的下降，但是提升了钨基材料的延展性;钨/石墨烯/钨复合材料的热膨胀系数有所增加，但是具有较高的最小热导率.本文阐述了石墨烯界面层可以对基体杂质与缺陷进行吸附的独特机制，通过这种机制，钨/石墨烯/钨复合材料在力学、热膨胀系数以及最小热导率有更低程度的衰减，这显示了钨/石墨烯/钨复合材料在抗辐照性能方面具有较大的应用潜力.     

Neutron production in a picosecond laser plasma at a radiation intensity of 3×1017W/cm2

Neutron production as a result of the reaction ²H(d, n)³He in a picosecond laser plasma is reported. A considerable neutron yield of 5×10⁴ per pulse is obtained for the first time in a picosecond laser plasma on the surface of a solid deuterated target at laser radiation intensity of 3×10¹⁷ W/cm².     

利用HIRFL高能重离子束的核能材料辐照损伤研究

载能重离子与高能中子在材料中能够产生相似的级联碰撞损伤,加之重离子具有大的离位损伤截面和在材料样品中低的感生放射性,载能重离子束成为模拟先进核能装置内部结构材料辐照损伤的重要手段。HIRFL能区的重离子在结构材料中的射程一般远大于晶粒尺寸,因此能够产生材料体损伤,借助小样品技术可以获得材料力学性能变化（尤其辐照脆化）的有用信息,为探讨材料辐照损伤微结构和宏观力学性能变化的关联提供了重要条件。本文简要介绍了近年来我们基于HIRFL高能离子束开展的聚变堆候选材料辐照损伤的研究,包括低活化钢的辐照脆化行为、氧化物弥散强化（ODS）铁素体钢的结构优化对于抗辐照性能的影响、不同载能粒子辐照条件下铁素体/马氏体钢的辐照肿胀数据的关联,以及高能重离子辐照的钨材料中氢同位素的滞留行为。研究表明,结合特殊的测试技术及数据分析方法,高能重离子可作为核能结构材料辐照损伤研究及评估的有效手段。Because of the similarity in cascade damage structure in materials produced by energetic heavy ions and by fast neutrons, and the high displacement rate and low induced radioactivity of samples by heavy ions, heavy ion beam becomes an important tool to simulate radiation damage by energetic neutrons in materials in advanced nuclear energy systems. The ranges of heavy ions provided by HIRFL (Heavy Ion Research Facility in Lanzhou) are generally much larger than the mean dimensions of grains in alloys candidate to advanced nuclear reactors, and is capable of producing radiation damage in bulk scale. It therefore makes possible the evaluation of change of mechanical properties including the radiation induced embrittlement from the irradiated specimens by using miniaturized specimen techniques. In the present paper, we provide an introduction of our recent studies of radiation damage of materials candidate to future fusion reactors by utilizing heavy ion beams in HIRFL.The studies include issues as follows:ductility loss of RAFM steels causes by high-energy Ne ions, impact of oxide dispersoids on the radiation resistance of ODS ferritic steels, correlation of void swelling of ferritic/martensitic steels under different particle irradiation, and behavior of deuterium retention in tungsten under irradiation with high-energy heavy ions. The results show that high-energy heavy ions can be used as a tool to efficiently investigate or evaluate radiation damage in structure materials if combined with some special test techniques and data analysis.     

Simulation of cascades in tungsten–helium

Helium (He) is present in fusion reactor wall materials, and its effect on radiation damage must be taken into account. The effect of He on displacement cascades in tungsten (W) has been studied using molecular dynamics simulations. Three different W–W potentials were compared and found to differ, especially for the clustering of the vacancies formed in the cascades. While there are differences in the amounts of damage depending on the potential, the overall effect of He in interstitial positions was to increase the amount of damage, while He in substitutional positions reduces it, due to the effect He has on the recombination of tungsten interstititals.     

辐照损伤对钨晶格热导率影响的分子动力学研究

钨是最具应用前景的面向等离子体候选材料,但核聚变堆内强烈的辐照环境会使钨的近表面区域产生辐照损伤,进而影响其关键的导热性能.本文构建了包含辐照损伤相关缺陷的晶体钨模型,并采用非平衡分子动力学的方法定量研究了这些缺陷对钨导热性能的影响.结果表明,随中子辐射能量的增加,晶体内部留下的Frenkel缺陷数目增多进而导致钨的晶格热导率降低;间隙原子比空位更易于向晶界偏聚,且钨中的间隙钨原子与空位相比,使晶格热导率下降程度更大.纳米级氦气泡导致晶格热导率的显著降低,气孔率为2.1%时晶格热导率降至完美晶体的约25%.这些不同的缺陷造成不同程度的周围晶格扭曲,增加了声子散射几率,是导致晶格热导率下降的根源.     

SIMP钢中H对He热解吸行为的影响研究

为了初步理解核用结构材料中H对He行为的影响，以He离子单独辐照和He和H离子连续辐照作为对比，利用热释放谱(TDS)、透射电子显微镜(TEM)和扫描电子显微镜(SEM)研究了SIMP中H对He的热解吸和滞留行为的影响。TDS结果表明:He释放的主峰主要出现在1 198~1 222 K之间，对应于气泡的迁移释放机制。相对于He单独辐照，H的附加辐照使得He的释放峰向低温移动，且释放量增大。即H促进了He的热解吸。另外，H对He热解吸的促进作用与H的辐照剂量有关。当H注入的峰值浓度(原子分数)从5%增加到50%时，这种促进作用有所减弱。结合TEM和SEM结果发现:H的存在促进了TDS加热过程中材料表面的起泡行为，从而加速了He以气泡迁移机制释放的过程。     

HT-7上射频波加热时中子辐射行为的研究

HT-7超导托卡马克进行DD等离子体放电时,中子的辐射与辅助加热射频波的类型(LHW加热、ICRF加热)及功率密切相关.利用BF₃与³He正比计数管组成的快速时间分辨中子注量监测系统,研究了不同类型的射频加热对于中子产生机理及高能离子形成的影响.LHW加热功率较低时,易形成逃逸,产生大量的光中子.特定频率的ICRF(27 MHz,24 MHz)加热时,聚变中子所占份额以及总的中子产额均随波功率的增大而显著增涨. 关键词： 射频加热 中子 托卡马克     

Correlation of plasma electron temperature with neutron emission ina low-energy plasma focus

Correlation of neutron emission with plasma electron temperature in a low-energy (2.3 kJ) plasma focus is investigated. To determine the plasma temperature by continuum X-ray analysis, cobalt is selected as the filter, which discriminates the line radiation from the background impurities like carbon, nitrogen, and oxygen, or the copper of which plasma focus electrodes are made. For a pressure range of high neutron emission (1-4 mbar), the neutron yield is found to correlate with the plasma temperature. The highest temperature recorded is 5 keV at 2.5 mbar, the filling pressure for the highest neutron emission in this device     

Experimental study of nuclear processes in the presence of superstrong fields of a picosecond laser plasma

Nuclear processes in the presence of the superstrong laser fields of a picosecond laser plasma are experimentally studied at a radiation intensity of 2 × 10¹⁸ W/cm² on a Neodim laser setup with a power of 10 TW. Experimental data regarding neutron generation on the surface of a deuterated target (CD₂)_n owing to the thermonuclear fusion ²H(d,n)³He and the neutron generation on the Be target due to the photonuclear reaction ⁹Be(γ,n)2α are presented. Neutron yields Y _n of 10⁶ and 10³ per 4π sr per laser pulse are obtained for the (CD₂)_n and Be targets, respectively. The alpha-particle yield is measured for the first time in the neutron-free thermonuclear reactions ¹¹B + H → 3⁴He in the laser plasma on the surface of the composite B + (CH₂)_n targets. The alpha-particle yield is 10³ per 4π sr per laser pulse.     

氦离子低温预辐照对不锈钢中氦泡生长抑制作用的Monte Carlo模拟研究

实验中已发现氦离子低温预辐照不锈钢材料能有效抑制高温辐照阶段的氦泡生长,但这一结果一直缺少理论解释.基于持续注入粒子的三维格子气模型,采用Monte Carlo模拟方法研究了不同温度模式对氦泡生长行为的影响.研究发现,计算结果能很好地再现氦离子低温预注入抑制高温氦泡生长的实验现象,其原理为低温预注入时材料中形成了较高数密度的小氦泡,由于氦泡数量较多从而限制了氦泡平均尺寸的增大.