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在现役核反应堆和先进核能系统如快中子增殖堆、聚变堆中,压力容器、燃料包壳和第一壁/包层等关键结构部件长期处于高温、高应力、强辐照的严苛环境,材料中会积累高浓度缺陷,导致性能退化,严重影响核反应堆的服役安全。高能中子长期辐照导致的硬化/脆化是材料性能退化的主要表现形式。因此,澄清辐照硬化/脆化行为及其物理机制对于有效评估堆内构件的安全服役寿命,以及对于新型候选结构材料的研发具有指导意义。重离子束不仅具有位移损伤率高、辐照参数精确可控、样品放射性低、成本低等优点,还可以产生与快中子相似的初始级联损伤,因此长期被用于模拟材料中的中子辐照损伤。本论文针对现役压水堆以及先进核能系统主要结构材料的辐照损伤问题,利用高能重离子辐照条件开展了三种代表性的堆用铁基合金（反应堆压力容器钢、低活化铁素体/马氏体钢、氧化物弥散强化铁素体钢）的辐照硬化与脆化的研究。利用兰州重离子加速器提供的高能重离子束,结合梯度减能装置,在材料样品约23μm厚度范围内产生准均匀分布的位移损伤坪区;随后利用纳米压痕仪、维氏微硬度计和小冲杆试验装置对辐照前后材料力学性能的变化进行了表征,结合正电子湮灭寿命谱和透射电镜对微观结构进行了分析;同时,利用缺陷反应速率方程和弥散障碍硬化模型对开展计算研究,与实验结果进行了对比讨论。论文重点探讨了缺陷对材料辐照硬化和脆化的影响机制,主要工作分述如下:1.反应堆压力容器钢的辐照硬化研究:反应堆压力容器即RPV是现役主力堆型压水堆的关键构件,本工作利用352.8 MeV的56Fe离子对一种低铜RPV钢（国产A508-3型）进行辐照,样品温度保持在173 K,达到两个损伤水平0.15、0.21 dpa。随后依次在300、573、623和673 K温度对试样进行逐步退火,并测量了损伤层的维氏硬度变化。借助Nix-Gao模型拟合所得数据,结果表明,两种剂量辐照的试样均表现出明显的硬化现象,随着退火温度的升高,硬度单调下降。在573～673 K的退火温度范围内,通过Arrhenius曲线拟合得到的硬化表观激活能为0.10±0.01 eV。正电子湮没寿命谱测试结果说明,试样中由于辐照产生的大量单空位随着退火温度的升高发生明显复合,在高于573 K的温度下空位发生团聚并逐渐长大;透射电镜观察结果说明,在673 K退火后的辐照试样中产生了高密度的位错环,没有观察到尺寸大于1 nm的空洞,因此认为位错环是导致辐照硬化的主要原因。假设位错环的演化受自间隙原子（SIA）团簇的迁移合并过程控制,通过实验数据的拟合得到了SIA团簇的平均迁移能Em为0.55±0.05 eV。2.氧化物弥散强化铁素体钢的辐照硬化与脆化研究:氧化物弥散强化铁素体钢（即ODS铁素体钢）以其优异的高温抗蠕变强度和抗辐照肿胀潜力在裂变堆事故容错燃料技术和聚变堆包层中都有重要应用前景。本工作选用三种具有不同氧化物弥散相的ODS铁素体钢样品,利用357.9 MeV的58Ni离子进行的辐照实验,辐照温度223 K,位移损伤水平达到0.8 dpa。随后进行了纳米压痕和维氏显微硬度测量,并借助Nix-Gao模型拟合所得数据,进行了小冲杆试验获取材料延伸率变化的数据。结果表明,纳米硬度与显微硬度之间存在线性关系,三种ODS钢在辐照后表现出不同程度的硬化/脆化现象,其中具有平均直径较小、数密度较高的纳米氧化物颗粒的样品抗辐照硬化/脆化能力较强,可归因于氧化物/基体界面对点缺陷的较高的吸收强度—有效抑制了位错环形核和生长;辐照导致的延性损失主要与辐照硬化相关。三种ODS钢氧化物弥散相的尾闾吸收强度（sink strength）与材料的辐照硬化量之间存在幂函数关系,尾闾吸收强度越高的试样具有更好的抗辐照性能。3.低活化铁素体/马氏体钢的辐照硬化与脆化研究:低活化铁素体/马氏体钢即RAFM钢是聚变堆包层的主要候选材料,本工作利用高能14N和56Fe离子开展了国产RAFM钢CLF-1的低温辐照实验,分别达到0.05、0.1和0.2 dpa。纳米压痕/微硬度测试结果表明,在最低损伤水平下就可观察到硬化效应,且随辐照剂量的增大而增加,硬度和损伤水平之间存在一种幂律关系,这一结果与其它RAFM钢（CLAM、JLF-1、F82H、EUROFER97等）在中子或带电粒子辐照条件下硬化的辐照剂量依赖关系相似。材料的延性损失率随剂量的变化关系与硬化程度有相同趋势。正电子湮没寿命谱和透射电镜观察结果表明,空位型团簇在剂量达到0.2 dpa时尺寸仍小于1 nm,因此可认为其对辐照硬化的贡献较低。假设间隙型位错环是辐照硬化的主要原因,由缺陷反应速率方程结合弥散障碍硬化模型给出的辐照硬化剂量依赖关系与实验结果符合。