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聚变堆包层材料的氚氦损伤问题


报告人:陈长安(中国工程物理研究院材料研究所)
时间:2015年12月1日(周二)14:30—16:00
地 点:工学院力学楼434会议室
主持人:段慧玲 教授

报告简介:

氢的同位素氘和氚是现阶段聚变能利用不可缺少的核燃料。氚原子半径小且与大多数元素有一定亲和力的性质导致氚原子易通过扩散、渗透方式进入其所接触的材料产生氚的驻留和氢损伤;同时,材料中驻留的氚在晶格内衰变为与基体不相容的惰性元素氦-3将导致更严重的氦损伤。18-8系列奥氏体不锈钢系氚循环工艺系统气态氚包容常用结构材料,其与氚的相容特性与材料的化学组成尤其是碳杂质含量及使用温度等因素密切相关,我国开发了一系列抗氢损伤优良的不锈钢结构材料。聚变堆包层材料包括面向等离子体材料、氚增殖相关材料及结构材料,辐照与氚氦驻留的协同作用将导致材料严重损伤。其中,钨作为候选面向等离子体材料比现有铍及碳基材料具有驻留氚量低等优势,但仍须考虑其长期工作期间驻留氚的累积效应及溅射粉尘中氚的回收问题;初步实验表明,低活化铁素体/马氏体钢作为候选结构材料具有氢扩散快、损伤效应明显等缺点;氚增殖相关材料须考虑中子嬗变产物氚氦驻留的损伤效应。由于氚的稀缺性和放射性,国内外相关机构发展了一些研究金属材料中氚、氦原子输运及对材料损伤效应的独特方法。


报告人介绍:

陈长安,核燃料循环与材料专业博士,研究员,重点实验室副主任。长期从事金属材料中氢同位素及氦的行为、聚变堆相关氚工艺以及涉氚材料等科研工作。自2004年起协助牵头单位参与ITER计划产氚实验包层模块(TBM)涉氚系统的设计及关键技术研发等工作;2009~2011年参与“中国国际热核聚变实验堆计划专项(Ⅰ期)及‘十二五’实施规划”的制定并负责其中的氚技术内容;2010年起,作为主要负责人参与磁约束聚变堆氚技术项目申报并承担了多项氚技术与涉氚材料领域相关研究任务;2012~2013年,赴ITER国际组织从事ITER热室建造及核废物处理相关氚技术的管理与评估工作;回国后继续从事聚变堆涉氚技术研发并于2014年起担任“中国聚变工程实验堆(CFETR)”总体工作组成员、“中国磁约束聚变能发展战略路线图”及“十三五”规划编制组成员;目前系ITER计划国内配套专项首席科学家。获部委级科技进步二等奖2项、三等奖2项,发表论文50余篇。

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