实验室简介
核能已成为我国乃至世界能源结构重要的组成部分，核电站运营过程中的安全问题一直是核能利用重中之重。通常情况下，材料和结构在反应堆强辐照场下的服役环境十分恶劣，需要承受高剂量的中子和逃逸离子的辐照，同时还会受到高温和应力作用的影响。这样极端的服役环境容易导致材料失效从而引发核电站重大灾难性事故。因此，核技术的发展迫切需要对材料在辐照条件下的力学响应及性能进行系统性的研究，以实现核能装备的安全评估，保障其长期可靠的服役。课题组围绕核技术发展的国际学术前沿，结合核反应堆结构材料发展的国家重大需求，采用多尺度实验和模拟相结合的研究方法，在“核材料辐照损伤”方面开展深入、系统的研究工作。
课题组由王彪教授（长江学者）牵头，组内现有副教授3人，将于2022年起招收硕士生、博士生。
基于粒子加速器的材料辐照损伤研究
深入理解核反应堆材料的损伤现象和规律是核反应堆材料研发创新的基础。在核反应堆环境下，材料内部存在着辐照损伤、化学腐蚀、应力破坏等复杂的物理过程，尚有许多亟需深入研究的现象，如材料在辐照、腐蚀、应力和高温条件下产生的辐照肿胀、辐照生长、辐照脆化、氢脆、氦脆等，都是多因素条件下物理过程耦合作用的结果。粒子加速器为研究这些复杂物理现象和规律提供了精确、高效的技术手段。特别是由于绝不允许利用实验堆研究事故，加速器辐照往往是开展核反应堆材料在事故工况下性能变化和性能验证的重要手段甚至是唯一手段。此外，加速器辐照技术也是反应堆材料延寿评估的重要技术支撑，是预测材料寿期性能和遴选先进抗辐照材料的必要途径。
课题组近年来在反应堆压力容器材料、事故容错包壳材料等方面开展了电子束、离子束辐照损伤研究。在SiCf/SiC复合材料界面辐照损伤、FeCrAl合金辐照析出行为和辐照非晶化方面有了新的发现。
