科技日报讯(记者吴长锋)记者从中科院合肥物质科学研究院获悉，该院的核能安全所在我国抗中子辐照钢CLAM高温服役安全性研究方面取得重要进展，完成了CLAM钢在服役上限温度550℃的断裂韧性行为研究，验证了其在国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)中服役的高温断裂可靠性，相关成果日前发表在国际核材料顶级期刊《核材料杂志》上。
据介绍，聚变堆包层在服役中将持续受到来自堆芯等离子体聚变产生的高热载荷，而材料在高温下的断裂韧性是包层强度设计的重要依据。CLAM钢是中科院核能安全所牵头研发的具有自主知识产权的中国抗中子辐照钢，可应用于聚变堆、聚变裂变混合堆和裂变铅基堆等先进核能系统。为评估材料断裂性能是否满足ITER包层服役安全需求，研究人员开展了CLAM钢在550℃的抗裂纹失稳扩展能力研究，科研人员通过对CLAM钢的准静态断裂实验在450℃—550℃的温度范围的结果表明，CLAM钢的断裂行为受试验温度的影响很大。随着温度从450℃升高到500℃，断裂韧性略有增加。但同时，由于该温度区域附近的塑性变形，温度到550℃就会丧失断裂韧性。
上述研究结果表明，CLAM钢具有良好的高温韧性，能够有效保证ITER-TBM服役寿期内的高温服役安全性，为未来聚变堆等先进核能系统的发展提供了材料支持。
