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能源与环境问题是当代社会面临的重大问题,以第四代裂变堆,聚变堆为代表的先进核能有望为社会提供长期的清洁能源。核技术的成功应用有赖于反应堆内材料的抗辐照能力,比如聚变堆结构材料要经受高温下高能中子和He离子的辐照引起材料的损伤,因此研发耐高温、抗辐照的结构材料是成功建造先进核反应堆的关键。氧化物弥散强化铁素体钢(Oxide-dispersion-strengthened ferritic steel,即ODS铁素体钢)是通过机械冶金和热压工艺,在铁基合金基体中掺杂纳米级别的氧化物颗粒而制备的铁基复合材料,相比传统的铁素体钢具有耐高温、抗辐照的优点,但是高能中子辐照导致材料的脆化问题仍亟待解决。利用高能重离子开展ODS钢的辐照损伤研究,与中子相比在较短的时间内,达到较高的原子离位损伤水平,便于模拟聚变堆内部服役过程的辐照损伤。由于高能重离子加速器和在建的强流中子源的高通量辐照空间极其有限,所以需要借助小样品技术来研究材料在辐照前后力学性能的变化。本论文结合小冲杆试验(Small-punch test)和断裂面的形貌分析,来研究ODS钢在重离子辐照前后断裂韧性的变化。主要的研究内容如下:(1)未辐照的低活化钢样品的小冲杆试验:采用小冲杆试验方法,在常温下对不同厚度的Fe-22%Cr合金小样品进行力学性能测试,对经过小冲杆试验后的样品用扫描电子显微镜进行断裂面的观察分析。试验结果表明,随着厚度的增加,最大载荷和屈服载荷不断增加,并且与厚度成线性关系。断裂面存在大量的韧窝,为典型的韧性断口,随着厚度增加,裂纹的深度增大,断裂能增大。断裂形貌可以看出断裂的位置不在中心位置,采用有限元模型进行模拟计算,得到与实验相符的结果。该工作为利用小冲杆试验研究辐照脆化效应打下基础。(2)高能离子辐照的低活化ODS钢样品的断裂韧性研究:在兰州重离子加速器SFC材料辐照终端,对一种氧化物弥散强化ODS的铁素体钢(MA956)进行高能Ne离子辐照。利用辐照靶室系统的梯度减能装置,将SFC出口123.4Me V的离子能量分解为38.4-121.0 Me V范围30种能量;再通过双面辐照在厚度为60微米的样品中产生均匀分布的损伤。辐照剂量为9x1016 ions/cm2,在样品中的损伤为0.7 dpa/350 appm-Ne。辐照期间样品温度保持在440oC附近,将辐照前后的样品分别在室温和500oC下进行小冲杆试验,再用扫描电子显微镜观察断口形貌和厚度变化,据此利用前人经验公式计算了各样品的等效断裂应变和断裂韧性。结果说明,样品经过高能Ne离子辐照后等效断裂应变减小,断裂韧性降低,样品发生了一定的脆化。