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　　記者從中科院合肥物質(zhì)科學研究院獲悉，該院的核能安全所在我國抗中子輻照鋼CLAM高溫服役安全性研究方面取得重要進展，完成了CLAM鋼在服役上限溫度550℃的斷裂韌性行為研究，驗證了其在國際熱核聚變實驗堆（ITER）實驗包層模塊（TBM）中服役的高溫斷裂可靠性，相關(guān)成果日前發(fā)表在國際核材料頂級期刊《核材料雜志》上。
　　據(jù)介紹，聚變堆包層在服役中將持續(xù)受到來自堆芯等離子體聚變產(chǎn)生的高熱載荷，而材料在高溫下的斷裂韌性是包層強度設(shè)計的重要依據(jù)。CLAM鋼是中科院核能安全所牽頭研發(fā)的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的中國抗中子輻照鋼，可應(yīng)用于聚變堆、聚變裂變混合堆和裂變鉛基堆等先進核能系統(tǒng)。為評估材料斷裂性能是否滿足ITER包層服役安全需求，研究人員開展了CLAM鋼在550℃的抗裂紋失穩(wěn)擴展能力研究，科研人員通過對CLAM鋼的準靜態(tài)斷裂實驗在450℃—550℃的溫度范圍的結(jié)果表明，CLAM鋼的斷裂行為受試驗溫度的影響很大。隨著溫度從450℃升高到500℃，斷裂韌性略有增加。但同時，由于該溫度區(qū)域附近的塑性變形，溫度到550℃就會喪失斷裂韌性。
　　上述研究結(jié)果表明，CLAM鋼具有良好的高溫韌性，能夠有效保證ITER-TBM服役壽期內(nèi)的高溫服役安全性，為未來聚變堆等先進核能系統(tǒng)的發(fā)展提供了材料支持。
　?。ㄔd于《科技日報》 2018-05-14 04版）