《聚變堆用高溫超導體的中子輻照特性研究》是依託核工業西南物理研究院，由張國書擔任項目負責人的面上項目。
《聚變堆用高溫超導體的中子輻照特性研究》是依託核工業西南物理研究院，由張國書擔任項目負責人的面上項目。項目摘要擬通過實驗與理論分析的方法，對鉍系高溫超導體在中子輻照後的電磁特性、應力效應和晶體結構損傷等變化特徵進行分析和...
在高溫輻照環境下SiC中空洞型缺陷的形成機理以及其誘發的腫脹現象是具有重大科學意義和研究價值的課題。在高能中子輻照下，材料發生嬗變反應，在材料內部形成He和H等嬗變產物，這些嬗變產物能極大的影響空洞缺陷的形成和生長。目前國際上尚未建成聚變材料的輻照裝置，材料的中子輻照均在裂變堆中進行，和裂變堆相比，聚變堆...
《中國低活化馬氏體鋼聚變中子輻照損傷機制研究》是依託中國科學院合肥物質科學研究院，由彭蕾擔任項目負責人的青年科學基金項目。項目摘要 目前國際上普遍認為低活化體素體/馬氏體（RAFM）鋼是聚變反應堆的首選結構材料，雖然它具有優越的性能，但高流強14MeV聚變中子輻照將在材料內部引起輻照缺陷及氦，使材料力學性能...
《低活化鋼的中子輻照後氦效應機理研究》是依託中國科學技術大學，由彭蕾擔任項目負責人的面上項目。中文摘要 低活化鐵素體/馬氏體（RAFM）鋼是聚變反應堆的首選抗輻照結構材料，高能14MeV聚變中子輻照將在材料內部引起輻照缺陷及氫氦嬗變元素，使材料力學性能退化，服役壽命降低和風險增加，輻照損傷研究成為RAFM鋼研究...
結合中子輻照實驗和理論計算，了解MAX 相材料在高溫高通量中子輻照移位損傷及其嬗變產物氫、氦的協同作用下的抗輻照損傷特性，並對其套用性能進行評估。結題摘要 Ti3SiC2 MAX相材料被認為是一種潛在的聚變堆候選結構材料，本項目首次開展了自離子C、Si以及氫氦離子對Ti3SiC2 MAX相的輻照損傷研究 （中子輻照後由於放射...
核聚變（nuclear fusion），又稱核融合、融合反應、聚變反應或熱核反應。核是指由質量小的原子，主要是指氘，在一定條件下（如超高溫和高壓），只有在極高的溫度和壓力下才能讓核外電子擺脫原子核的束縛，讓兩個原子核能夠互相吸引而碰撞到一起，發生原子核互相聚合作用，生成新的質量更重的原子核（如氦），中子...
本項目的實施，對聚變堆結構材料的強化有重要現實意義，可以提升包層部件的工程安全性和經濟價值；所研究出的合金化過程和強化規律可以為其它金屬材料的機械合金化工藝最佳化提供科學依據。結題摘要 V-4Cr-4Ti 合金是未來聚變堆中液態鋰包層的首選結構材料，它的高溫強度和抗中子輻照抗力這兩項關鍵性能都可以通過機械...
德國 IPP Garching 聚變研究小組 Wu 等系統評述了歐盟 R&D 關於 ITER 裝置面向等離子體材料（B、C、W）的輻射損傷、中子效應、氚滯留物去除等研究進展。目前發現，快中子與面向電漿材料的相互作用可造成材料的損傷，改變材料的熱力學特性，引起材料腫脹和氚的滯留等。由於偏濾器處熱載過高，偏濾器材料需要承受中子...
