化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响 被引量：5

1

作者 黄鹤飞 RADIGUET Bertrand PAREIGE Philippe 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第23期106-112,共7页

在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容... 在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。 展开更多

关键词 压力容器钢缺陷 中子辐照损伤化学成分 中子注量 中子注量率

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混合堆第一壁中子辐照损伤模拟 被引量：3

2

作者 刘晓 马纪敏 郭海兵 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期250-253,共4页

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于... 利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。 展开更多

关键词 混合堆 第一壁材料 中子 辐照损伤

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基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析 被引量：1

3

作者 黄学龙 信敬平 +2 位作者 刘少军 郑明杰 毛小东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期590-596,共7页

实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了... 实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂(HCCB)TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤问题,利用蒙特卡罗模拟,对比分析了Li_4SiO_4和Li_2TiO_3的中子辐照离位损伤和嬗变气体损伤。结果表明:在相同的服役时间下,Li_4SiO_4比Li_2TiO_3将产生更多的嬗变气体,且在高6 Li丰度情况下,其中子辐照损伤也更严重,会产生更高的损伤剂量和更大的损伤截面。但是,嬗变气体所造成的空位损伤Li_2TiO_3要比Li_4SiO_4严重;对两种陶瓷材料来讲,氦损伤效应均强于氚损伤效应。 展开更多

关键词 聚变 Li4SiO4 Li2TiO3 中子辐照损伤

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热中子辐照 GaAs 损伤研究

4

作者 夏宗璜 刘士杰 杨胜东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期347-351,共5页

在热中子与快中子成份比大于７０的条件下，用６．５×１０１６ｃｍ－２和６．５×１０１８ｃｍ－２剂量水平辐照纯净ＧａＡｓ样品，研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明：热中子对Ｇａ、Ａｓ发生俘获核反应，其最终稳... 在热中子与快中子成份比大于７０的条件下，用６．５×１０１６ｃｍ－２和６．５×１０１８ｃｍ－２剂量水平辐照纯净ＧａＡｓ样品，研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明：热中子对Ｇａ、Ａｓ发生俘获核反应，其最终稳定产物Ｇｅ作为两性杂质元素被导入；复杂的移位缺陷形成及其热行为是影响辐照后ＧａＡｓ电学性质变化的重要因素。 展开更多

关键词 热中子 辐照损伤 砷化镓 嬗变 电性质

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核材料中子辐照损伤的团簇动力学模拟综述

5

作者 郑淇蓉 魏留明 +2 位作者 李永钢 张传国 曾雉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期76-86,共11页

核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学(CD)模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐... 核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学(CD)模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐照损伤长时间演化的有效方法。本文综述了CD的模型、数值算法和最新进展,重点介绍了CD在典型核材料的中子辐照问题中的系列应用,并对CD的未来发展进行了展望。 展开更多

关键词 核结构材料 中子辐照损伤 团簇动力学

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光电耦合器件中子辐照位移损伤效应试验研究 被引量：2

6

作者 苏亚丽 朱胜利 《航天器环境工程》 2019年第4期374-379,共6页

空间高能粒子引发的位移损伤效应会引起光电耦合器件饱和压降、电流传输比、击穿电压和正向电压等参数发生变化以致器件失效.为研究低地球轨道中子环境产生的位移损伤效应对该轨道航天器上光电耦合器件的影响,文章利用中子辐照源,在不... 空间高能粒子引发的位移损伤效应会引起光电耦合器件饱和压降、电流传输比、击穿电压和正向电压等参数发生变化以致器件失效.为研究低地球轨道中子环境产生的位移损伤效应对该轨道航天器上光电耦合器件的影响,文章利用中子辐照源,在不同注量下对不同型号的光电耦合器件进行试验研究,得出器件饱和压降、电流传输比、击穿电压及正向电压随中子辐照注量的变化规律.研究结果表明:饱和压降、电流传输比和击穿电压对中子辐照的敏感度较高,而正向电压对辐照并不敏感.分析表明,辐照引起的位移损伤效应是导致器件电流传输性能退化的一个重要原因.研究结果可为光电耦合器件在空间环境中的使用提供试验依据和参考. 展开更多

关键词 光电耦合器 中子辐照 位移损伤 电流传输比 试验研究

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集成运算放大器的中子辐照损伤效应研究

7

作者 李杰 刘远 +2 位作者 罗心月 恩云飞 何玉娟 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第7期755-760,共6页

论文针对双极型运算放大器的中子辐照损伤效应开展实验与理论研究。从双极型器件的中子辐照损伤机理出发,考虑器件电流增益随中子注量的退化,对集成运放的偏置电流、开环增益、共模抑制比与电源抑制比等敏感参数展开试验与理论研究。基... 论文针对双极型运算放大器的中子辐照损伤效应开展实验与理论研究。从双极型器件的中子辐照损伤机理出发,考虑器件电流增益随中子注量的退化,对集成运放的偏置电流、开环增益、共模抑制比与电源抑制比等敏感参数展开试验与理论研究。基于中子辐照损伤系数,针对集成运放中敏感参数随中子注量的退化进行仿真研究,并通过电路敏感性分析明确运放中子辐照损伤的敏感器件与敏感单元。 展开更多

关键词 集成运算放大器 中子辐照效应 损伤机理 实验与仿真

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气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究

8

作者 王子祺 管婧宇 +4 位作者 董舵 张成龙 朱思阳 贺楷 刘国明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期160-167,共8页

气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结... 气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结构发生变化进而影响材料各项性能。为研究堆芯碳化硅材料在服役期间受到的中子损伤程度,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型计算中子能谱,采用SPECTRAPKA程序计算堆芯典型位置处碳化硅材料的原子平均离位。研究结果表明:堆芯中子辐照剂量最高处碳化硅的年辐照损伤低于1 dpa,损伤水平较低;弹性散射在中子辐照损伤产生中占主导地位,主要是由于低能中子能谱下其反应截面较大,此外非弹性散射与Si元素嬗变反应也有微量贡献。 展开更多

关键词 气冷微堆 碳化硅 原子平均离位 中子辐照 辐照损伤

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变容二极管中子辐照损伤

9

作者 陈盘训 《核电子学与探测技术》 CAS 1987年第2期93-98,共6页

在中子辐照环境下,变容二极管C—V特性发生变化,在给定偏置下,结电容随中子注量的增加而下降。它是因外延层中引入深俘获能级所致,在高中子注量下,漏电流和正向压降均变大,优值Q也发生变化。

关键词 变容二极管 中子辐照损伤 C-V特性 深俘获能级

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ST嬗变堆中心柱的中子学及中子辐照效应研究 被引量：2

10

作者 张国书 冯开明 郭增基 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2002年第1期25-30,共6页

基于先进核数据库ENDF B VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果 ,分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布 ,以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及... 基于先进核数据库ENDF B VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果 ,分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布 ,以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及更换寿命的影响进行了分析和计算。结果表明 ,中子辐照直接改变了中心柱导体材料的电阻率分布。热工 水力学分析和计算表明 ,电流不均匀分布可显著地延长中心柱的使用寿命 ,并估算出ST嬗变堆中心柱设计的更换寿命大约 展开更多

关键词 球形托卡马克 中心柱 中子学 辐照损伤 ST嬗变堆 中子辐照效应

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堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用 被引量：1

11

作者 张亚平 施国龙 +3 位作者 钟志民 王东辉 徐伟 李杰 《核安全》 2017年第3期18-23,共6页

堆外中子剂量计在反应堆压力容器中子注量测量准确性方面可达到和堆内辐照监督管相同的水平。但相比堆内辐照监督管,具有监测范围广、安装更换灵活、可长期持续监测、应用成本低等显著优势,是核电机组RPV辐照监督的有效补充手段,在核电... 堆外中子剂量计在反应堆压力容器中子注量测量准确性方面可达到和堆内辐照监督管相同的水平。但相比堆内辐照监督管,具有监测范围广、安装更换灵活、可长期持续监测、应用成本低等显著优势,是核电机组RPV辐照监督的有效补充手段,在核电厂延寿申请、堆内构件及堆芯燃料排布方案变更改造等方面有良好应用前景,已在国内外取得了广泛应用。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 堆外中子剂量计 辐照损伤评价 辐照监督

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中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证 被引量：1

12

作者 黄群英 凤麟团队 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1856-1867,共12页

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所?凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢... 聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所?凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。 展开更多

关键词 中国抗中子辐照钢 材料设计 辐照损伤

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增强型AlGaN/GaN HEMT器件中子位移损伤效应研究 被引量：2

13

作者 邱一武 马艺珂 +2 位作者 张平威 殷亚楠 周昕杰 《固体电子学研究与进展》 CAS 北大核心 2023年第4期359-365,374,共8页

采用能量为14 MeV的中子对增强型AlGaN/GaN高电子迁移率晶体管器件进行了最高注量为3×10^(14)n/cm^(2)的位移损伤辐照实验。实验结果表明:当中子注量不大于3×10^(14)n/cm^(2)时,器件转移特性曲线向左发生不同程度漂移,曲线斜... 采用能量为14 MeV的中子对增强型AlGaN/GaN高电子迁移率晶体管器件进行了最高注量为3×10^(14)n/cm^(2)的位移损伤辐照实验。实验结果表明:当中子注量不大于3×10^(14)n/cm^(2)时,器件转移特性曲线向左发生不同程度漂移,曲线斜率增大,阈值电压轻微变化,栅特性不受辐照注量影响,而跨导峰值和关态泄露电流有所改善。此外,不同注量的中子辐照后,器件的饱和漏极电流呈现出下降趋势,且中子注量越大,漏极电流退化越明显。结果分析可知,中子辐照产生的新型位移缺陷影响了沟道二维电子气的迁移率和极化电荷密度,从而导致器件电学特性改变。与此同时,室温退火过程中发现器件特性有部分恢复,归因于辐照产生的缺陷在常温下不太稳定,与其他间隙原子发生复合,缺陷得以消除。 展开更多

关键词 增强型AlGaN/GaN HEMT 中子辐照 位移损伤 退火

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SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应

14

作者 郑健 闫占峰 +6 位作者 王浩 冯琦杰 刘显坤 刘晓 王姝驭 周韦 钱达志 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期11-17,共7页

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子... 随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。 展开更多

关键词 SPRR-300研究堆 石墨 中子辐照 辐照损伤 微观结构

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长期中子辐照Al-Mg-Si合金的压缩力学行为

15

作者 胡凌 郑航 +3 位作者 冯琦杰 周韦 叶想平 卢磊 《爆炸与冲击》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第12期44-53,共10页

利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金(反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金)在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明:... 利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金(反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金)在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明:材料在一定的温度区间(−40~300℃)和应变率区间(0.001~3000 s−1)内,分别呈现出较为明显的温度效应与正应变率效应;其中在较低的温度(−80~−40℃)和较高的应变率(3000~5000 s−1)区间力学性能受温度和应变率变化的影响较小;当温度升至300℃时,材料的塑性变形行为已趋于理想塑性流动。根据前述实验结果,计及材料内部的微观辐照缺陷对力学性能的影响,建立了考虑辐照损伤的Zerilli-Armstrong本构模型,模型的计算结果与前述实验结果吻合较好。结合文献中高纯铝的微观辐照缺陷的演化数据,对不同快中子辐照剂量LT21铝合金的屈服强度,以及另两个来自反应堆内不同受辐照区域试样在不同应变率和温度下的屈服强度进行了计算。上述研究表明,本文建立的考虑辐照损伤的Z-A本构方程不仅能较好地反映长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金宏观应力和应变、应变率、温度等参数的关系,也能针对位错运动及辐照硬化机制进行较好地描述,并且能够为反应堆内相应结构元件的设计、运行和安全评估提供一定的参考。 展开更多

关键词 冲击动力学 辐照损伤 Z-A本构模型 SHPB 中子辐照Al-Mg-Si合金

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35CrMo钢中子辐照损伤效应研究

16

作者 田梦琦 高飞 丁雨阳 《核电子学与探测技术》 2025年第5期652-657,共6页

为探究辐照对35CrMo低合金结构钢微观结构和脆化行为的影响,本研究对35CrMo低合金结构钢的铸造螺栓进行了中子辐照实验和热处理实验,对辐照前后样品进行了多种表征。实验结果显示,中子辐照会在材料中诱导裂纹、孔洞等微观缺陷生长,同时... 为探究辐照对35CrMo低合金结构钢微观结构和脆化行为的影响,本研究对35CrMo低合金结构钢的铸造螺栓进行了中子辐照实验和热处理实验,对辐照前后样品进行了多种表征。实验结果显示,中子辐照会在材料中诱导裂纹、孔洞等微观缺陷生长,同时长热处理实验无此效果,中子辐照同时引起Mn-Ni-Si团簇的析出。这些微观缺陷和团簇的形成会削弱材料的力学性能,进而降低螺栓的使用寿命。这一现象归因于辐照产生的缺陷,这些缺陷阻碍了位错的运动,从而降低了材料的服役寿命。这些发现对于优化材料设计、提高材料在辐照环境下的性能具有指导意义。 展开更多

关键词 中子辐照 35CrMo 辐照损伤

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核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法研究

17

作者 方俊豪 陈达 +3 位作者 殷宪澎 桑英茗 周涛 张亚平 《核科学与工程》 2025年第2期328-336,共9页

本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的... 本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的特征中子能谱与中子注量率参数,之后将RPV各区域的中子注量率与能谱作为源项输入至FLUKA中,一步计算得到材料的放射性活度、活度随时间的演变以及原子平均离位(DPA)等数据。以上结果可以为RPV寿命评估和退役治理提供参考依据。 展开更多

关键词 压力容器 中子注量率 辐照损伤 活化源项

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位移损伤效应对AlGaN/GaN HEMT器件的影响 被引量：1

18

作者 陈柏炜 孙常皓 +7 位作者 马腾 宋宏甲 王金斌 彭超 张战刚 雷志锋 梁朝辉 钟向丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第12期2274-2280,共7页

对AlGaN/GaN高电子迁移率晶体管(HEMT)分别进行3 MeV质子辐照和14 MeV中子辐照实验。3 MeV质子辐照下累积注量达到1×10^(15) cm^(-2)或14 MeV中子辐照下累积注量达到2×10^(13)cm^(-2)时,AlGaN/GaN HEMTs饱和漏电流下降,阈值... 对AlGaN/GaN高电子迁移率晶体管(HEMT)分别进行3 MeV质子辐照和14 MeV中子辐照实验。3 MeV质子辐照下累积注量达到1×10^(15) cm^(-2)或14 MeV中子辐照下累积注量达到2×10^(13)cm^(-2)时,AlGaN/GaN HEMTs饱和漏电流下降,阈值电压正向漂移,峰值跨导降低。分别对3 MeV质子辐照和14 MeV中子辐照后的AlGaN/GaN HEMTs进行深能级瞬态谱(DLTS)测试。3 MeV质子辐照后缺陷浓度下降降低了反向栅极漏电流,而14 MeV中子辐照会导致缺陷浓度增加,使得反向栅极漏电流增加。根据质子和中子辐照后的缺陷能级均为(0.850±0.020)eV,推断缺陷类型均为氮间隙缺陷,质子辐照和中子辐照后氮间隙缺陷的位移导致的位移损伤效应是AlGaN/GaN HEMT器件电学性能退化的主要原因。 展开更多

关键词 AlGaN/GaN HEMT 质子辐照 中子辐照 位移损伤

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通气式B_4C屏蔽棒的辐照考验

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作者 张汝娴 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第2期134-137,共4页

介绍了中国试验快堆屏蔽组件采用的通气式B4C屏蔽棒的结构与辐照考验结果。在BOP-60快中子反应堆对屏蔽棒的辐照考验表明：在508～580℃下，经383个有效辐照天后，最大快中子注量达0．38×10^23cm^-2（En〉0．1MeV），包壳材料的最... 介绍了中国试验快堆屏蔽组件采用的通气式B4C屏蔽棒的结构与辐照考验结果。在BOP-60快中子反应堆对屏蔽棒的辐照考验表明：在508～580℃下，经383个有效辐照天后，最大快中子注量达0．38×10^23cm^-2（En〉0．1MeV），包壳材料的最大辐照损伤剂量为18．6dpa（原子离位次数），10^B平均燃耗约10．2％，最大燃耗约19．4％。屏蔽棒的结构完整，尺寸无明显变化，40个芯块中，有17个块保持原状和完整性，其余的损坏成两块或更多的小块，不可能从通气孔中逃逸，B4C芯块的最大肿胀值为△V／V≈4．2％。包壳的机械特性能保持足够高的水平，在最大损伤剂量部位的屈服强度增加了30％～40％，在500℃下屈服强度为760MPa。均匀伸长率在辐照后减少了25％～30％，在500℃下为1．4％。BaC吸收元件在达到的辐照参数下表现出高的辐照稳定性，可以用在CEFR反应堆的BaC屏蔽组件中。 展开更多

关键词 中国实验快堆 B4C屏蔽棒 屏蔽组件 快中子注量 辐照损伤

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高温退火时NTDFZSi中产生的过剩载流子

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作者 张维连 王志军 《电子学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期92-95,共4页

为了消除辐照损伤，获得准确的目标电阻率，中子嬗变掺杂区熔硅（ＮＴＤＦＺＳｉ）通常采用７５０～８５０℃－２ｈ的退火工艺。实践中发现，采用上述工艺退火后的ＮＴＤＦＺＳｉ在大于１１５０℃－５ｈ退火时，会出现电阻率下降的现象... 为了消除辐照损伤，获得准确的目标电阻率，中子嬗变掺杂区熔硅（ＮＴＤＦＺＳｉ）通常采用７５０～８５０℃－２ｈ的退火工艺。实践中发现，采用上述工艺退火后的ＮＴＤＦＺＳｉ在大于１１５０℃－５ｈ退火时，会出现电阻率下降的现象，下降幅度在１０％～３０％左右。不中照的ＦＺＳｉ则没有观察到这种现象。这表明，在１１５０℃以上长时间退火时，ＮＴＤＦＺＳｉ中产生了过剩载流子，本文研究了这种现象产生的机理及其与辐照通量和原始晶体质量的关系。实验表明原始晶体微缺陷密度越高，辐照通量越大，电阻率偏离的程度越明显。本文认为多余载流子的产生来源于中子辐照造成的晶格损伤缺陷，并与原始单晶缺陷有关。 展开更多

关键词 辐照损伤 中子嬗变 掺杂区熔硅 载流子 退火

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