黄鑫龙 吕陈扬韬 孙昱瑶 楚海建

(1.上海大学力学与工程科学学院, 上海 200444;2.上海大学上海市应用数学和力学研究所, 上海 200072;3.上海大学上海市能源工程力学重点实验室, 上海 200444)

核反应堆所用的结构材料往往需要承受高温、高应力、强辐照等极端服役环境[1].在聚变堆中, 氘-氚聚变产生的氦原子会引入到材料中[2].受加工工艺的影响, 金属材料中不可避免地存在一定数量的空位, 且空位相对密度随温度升高而增大[3-4].氦原子容易被材料中的空位捕获, 形成稳定的氦-空位团簇(氦泡)[5].由于热激活, 材料可以发射自间隙原子产生空位, 与游离的氦原子形成氦-空位团簇, 这个现象被称为氦的自陷[6].辐照氦泡是核反应堆结构材料的基本缺陷之一, 因此对其基本特性及其演化规律进行研究对抗辐照材料的设计与应用具有重要意义.

钨材料具有高熔点、高导热率、低储氚率等物理特性, 是核反应堆中普遍采用的抗辐照材料之一, 同时也是国际热核聚变实验堆(international thermonuclear experimental reactor,ITER)等磁约束核聚变装置中偏滤器的首选材料[2,7].Sikka 等[8]统计了823 K 高温下快中子辐照钨材料中氦泡的平均大小和密度, 氦泡直径为1∼6 nm, 平均值为3 nm.一些研究者通过电子能量损失能谱(electron energy loss spectroscopy, ELLS)、透射电镜(transmission electron microscopy, TEM)等方法间接测得氦泡内的氦密度, 通过代入氦的状态方程间接获得氦泡的内压[9].但是上述实验方法都存在一定的假设, 并需要较为复杂的理论公式进行转换, 所得的氦密度及相应内压的精度往往难以保证.再……