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1、防止奥氏体不锈钢晶间腐蚀的措施。
2、结构材料受中子辐照后主要产生以下几种效应
3、材料的辐照效应有哪些。
4、二氧化铀燃料的堆内行为
5、影响裂变气体释放的最主要因素是同时还有
6、对压力容器来说，导致压力容器失效的可能原因是
7、控制方式一般有三种：
8、材料常见的缺陷有：
9、测量硬度的方法：
10、核反应堆按使用目的分类一般分为
11、晶体缺陷有其中点缺陷分为先缺陷类型面缺陷类型
名词解释
12.固溶体：
13、化合物：
14、混合物：
15、调质处理：
16、固溶处理：
17、蠕变：
18、疲劳：
19：核燃料：
20、慢化材料：
21、反射材料：
500=70MPa 22、σ1×10−5
500=100MPa 23、σ1105
700=30MPa 24、σ103
25.重结构的四个区域
26.脆性断裂的特点
27.疲劳断口有一定特征，可分为哪三个阶段
简答题
1、理想的核燃料需具备哪几个特点？
2、二氧化铀作为燃料，它的性能优缺点？
3、包壳材料应具备哪些条件？
4、Zr-4合金的性能优缺点有哪些？
5、压水堆压力容积与常规压力容器相比有什么特点？
6、对压力容积材料有什么要求？。
第一章1、压水堆的温度为什么要定在290~320℃，压力定在15.5 MPa?（综合题）原因如下：1.提高压力有助于提高反应堆效率，但要考虑经济性，最终将压力定为15.5MPa；2.压水堆包壳材料为锆合金，该合金最高的使用温度为400℃；3.为了满足包壳和冷却剂间的传热要求，需要满足一定的传热温差；4.为了保证冷却剂的稳定性和传热效率，冷却剂需要一定的过冷度。
综合以上原因将压水堆的温度设定在290~320℃，压力定在15.5 MPa。
第二章1、空间点阵：将实际存在的原子、离子或原子集团等物质抽象为几何点而忽略他们的物质性，这些抽象出的几何点称为阵点，阵点在空间周期性的规则排列称为空间点阵。
2、晶体结构：即晶体的微观结构，是指晶体中实际质点的具体排列情况。
3、晶胞：在空间点阵中我们选择一个小的平行六面体作基本单元，称为晶胞。
4、晶胞特点：（1）晶胞的几何形状应与宏观晶体具有同样的对称性;（2）平行六面体内相等的棱和角的数目应最多;（3）平行六面体的棱间存在直角时，直角数目应最多;（4）在满足上述条件的前提下,晶胞应具有最小的体积。
5、晶面指数和晶向指数的判断（1）确定晶面指数的步骤:●用轴长单位量出该面在3个晶轴的截距;●取截距倒数;●求出3个倒数的比值,把比值简约成最小整数比;●再把所得到的3个整数放入小括号中，以(hkl)表示，负号用上横线表示。
（2）晶向指数：用该直线上离原点最近的原子坐标表示该直线的方位，然后把它们简约成最小整数比，即得到晶向指数。
晶向指数常用用方括号表示:[uvw]，负号用上横线表示。
6、常见的三种晶体结构：面心立方、体心立方、密排六方7、晶体的三种缺陷（1）点缺陷：空位、间隙原子（肖脱基缺陷、弗兰克尔缺陷）、杂质原子（2）线缺陷：刃型位错、螺型位错（3）面缺陷8、细晶强化：指通过晶粒粒度的细化来提高金属的强度7、单晶体塑性变形的两种方式：滑移、孪生9、钢的热处理方法有哪些：（1）回复（去应力退火）：经过冷加工的金属在较低温度下加热（2）再结晶（3）退火：加热到临界点以上，然后保温一段时间再缓慢冷却，得到接近平衡状态组织的热处理过程称为退火。
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
第五章辐照效应辐照损伤是指材料受载能粒子轰击后产生的点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、层错、位错环、贫原子区和微空洞以及析出的新相等。
这些缺陷引起材料性能的宏观变化，称为辐照效应。
辐照效应因危及反应堆安全，深受反应堆设计、制造和运行人员的关注，并是反应堆材料研究的重要内容。
辐照效应包含了冶金与辐照的双重影响，即在原有的成分、组织和工艺对材料性能影响的基础上又增加了辐照产生的缺陷影响，所以是一个涉及面比较广的多学科问题。
其理论比较复杂、模型和假设也比较多。
其中有的已得到证实，有的尚处于假设、推论和研究阶段。
虽然试验表明，辐照对材料性能的影响至今还没有确切的定量规律，但辐照效应与辐照损伤间存在的定性趋势对实践仍有较大的指导意义。
5.1 辐照损伤1. 反应堆结构材料的辐照损伤类型反应堆中射线的种类很多，也很强，但对金属材料而言，主要影响来自快中子，而α，β，和γ的影响则较小。
结构材料在反应堆内受中子辐照后主要产生以下几种效应：1) 电离效应：这是指反应堆内产生的带电粒子和快中子撞出的高能离位原子与靶原子轨道上的电子发生碰撞，而使其跳离轨道的电离现象。
从金属键特征可知，电离时原子外层轨道上丢失的电子，很快被金属中共有的电子所补充，所以电离效应对金属性能影响不大。
但对高分子材料，电离破坏了它的分子键，故对其性能变化的影响较大。
2) 嬗变：受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。
即中子被靶核吸收后，生成一个新核并放出质子或α带电粒子。
例如：嬗变反应对含硼控制材料有影响，其它材料因热中子或在低注量下引起的嬗变反应较少，对性能影响不大。
高注量（如：>1023 n/m 2）的快中子对不锈钢影响明显，其组成元素大多都通过（n,α)和（n,p）反应产生He 和H ，产生辐照脆性。
HeLi n B 427310105+→+H N n O 11167168+→+3) 离位效应：碰撞时，若中子传递给原子的能量足够大，原子将脱离点阵节点而留下一个空位。
