1) neutron-irradiation-induced embrittlement
中子辐照[诱发的]脆化
2) radiation induced dimensional change
辐照诱发的尺寸变化
3) irradiation embrittlement
辐照脆化
1.
The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements,in-service irradiation embrittlement,and manufacturing status,etc are summarized.
反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A508-Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。
2.
The prediction model CIAE-2009 for irradiation embrittlement trend of low copper RPV steels was developed,and irradiation embrittlement data were used to verify the prediction model.
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。
4) neutron induced
中子诱发的
5) neutron irradiated
受中子辐照的
6) neutron (-induced) embrittlement
中子[引起的]脆化
补充资料：中子辐照
中子辐照
neUtron irradiation
中子辐照neutron irradiation裂变中子、聚变中子以及其他中子的辐照。中子与材料中的原子核可以发生弹性散射、非弹性散射、核反应和核吸收。在弹性散射中，中子与核的动能守恒。发生非弹性散射时，中子的能量必须高于核的激发态的能量，这时总能量守恒而动能不守恒。中子与核有可能发生核反应，如(n，p)，(n，Zn)和(n，a)等。核吸收是原子核吸收中子后辐射下射线使核得到反冲能的(n，种反应。这几种反应都能造成材料的辐照损伤，以弹性散射最为严重。在核燃料中，中子可以与核发生核裂变，裂变碎片是燃料的主要损伤源，也对邻近的包壳材料产生影响。 种类中子辐照有以下3类。 ①热中子辐照:热中子对材料的辐照损伤是由(n，户反应产生的反冲原子引起的。反冲原子的能量比较低，一般只形成孤立的弗伦克尔(Frenkel)对或小的弗伦克尔缺陷团，反应产生的擅变原子成为材料中的杂质原子。热中子堆的压力容器，部分是这个过程造成的损伤。单晶硅的热中子掺杂效应3051(n，下)”‘51 03‘P，也因为辐照损伤而需要进行退火处理。热中子也能在被(Be)中发生(n，a)和(n，T)反应，使材料强度提高，塑性下降。 ②快中子辐照:快中子反应堆中的材料的辐照损伤主要是由能量在0.IMeV以上的中子通过弹性散射产生的。以IMeV的快中子为例，它在不锈钢中产生的初级碰撞原子(PKA)的平均能量为30一40 keV，最高可达70 keV，级联碰撞区的离位原子数可达(3 .5一7.0) X102个，形成比较大的贫原子区和间隙原子富集区。快中子还能与不锈钢中的镍(Ni)元素发生(n，a)和(n，p)反应，产生氦(He)和氢(H)，加上材料中残留的氧(02)、氮(NZ)等气体将稳定原子贫乏区，使之演变成为空洞，致使不锈钢发生空洞肿胀。快中子辐照产生的空位和间隙原子与位错相互作用的结果，增加材料的蠕变速率。 ③聚变中子辐照:14MeV的中子在不锈钢中产生平均能量为O.SMeV的PKA，这时的级联碰撞区将分开为一些相距较近的亚级联碰撞区，每一个区的大小约相当于25一30 keV的反冲原子形成的级联区。14MeV的中子发生(n，a)和(n，p)核反应的概率更大，产生更多的氦和氢，‘并有更多的擅变原子作为杂质原子留在材料内部。因此， 14MeV中子与IMeV快中子相比，离位损伤率更高，氦脆(见辐照效应)、空洞肿胀和机械性能下降的问题更为严重。 损伤剂量在核裂变反应堆中，铀一235裂变产生的中子的能量大都高于1 MeV。快中子反应堆中典型的中子能量是IMeV。在热中子反应堆中，裂变中子受到慢化，在反应堆运行温度下能量降至leV以下，进入热能中子范围。所以，热中子堆和快中子堆的中子能谱不同。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条