摘 要：在高能輻照環(huán)境下，核電站結(jié)構(gòu)材料會(huì)產(chǎn)生內(nèi)部缺陷，影響材料的服役性能。采用分子動(dòng)力學(xué)方法模擬Fe 在輻照環(huán)境下的級(jí)聯(lián)碰撞過程和初始離位原子（ PKA） 能量對(duì)輻照損傷缺陷的影響。研究結(jié)果表明：Fe 的級(jí)聯(lián)碰撞過程分為三個(gè)階段，弗朗克爾（ Frenkel） 缺陷對(duì)數(shù)量到達(dá)峰值后發(fā)生缺陷復(fù)合，導(dǎo)致缺陷對(duì)數(shù)量迅速降低，并趨于穩(wěn)定。隨著PKA 能量的增加，F(xiàn)renkel 缺陷對(duì)在峰值和穩(wěn)定狀態(tài)時(shí)的數(shù)量越多，并且缺陷復(fù)合率越高。同時(shí)，隨著PKA 能量的增加，間隙原子團(tuán)簇和空位團(tuán)簇的團(tuán)簇尺寸越大，其對(duì)應(yīng)的團(tuán)簇?cái)?shù)量越多。因此，通過模擬Fe 的輻照損傷過程，為高能輻照環(huán)境下材料的輻照損傷情況提供預(yù)測(cè)，對(duì)材料的服役壽命提供理論指導(dǎo)。

關(guān)鍵詞：Fe;輻照損傷;分子動(dòng)力學(xué);Frenkel 缺陷對(duì);PKA 能量

中圖分類號(hào)：TL375. 6;TL75+ 2. 3 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A

核反應(yīng)堆作為核電站的核心結(jié)構(gòu)部件，包括反應(yīng)堆容器、堆芯結(jié)構(gòu)件、主回路管道等結(jié)構(gòu)，由于其服役環(huán)境惡劣，對(duì)其使用的材料提出了苛刻的要求，要求材料必須具備優(yōu)異的力學(xué)性能、耐腐蝕性能、傳熱性能以及耐輻照性能[1-2] 。核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料在服役期間，不僅面臨著高溫、高壓、腐蝕、磨損等因素的影響，還面臨著輻照環(huán)境下高能粒子造成的輻照缺陷損傷問題，材料在高能粒子輻照下會(huì)產(chǎn)生空位、間隙原子、孔洞以及位錯(cuò)環(huán)等損傷缺陷，嚴(yán)重影響材料的服役性能，是導(dǎo)致材料性能失效的主要原因。因此，結(jié)構(gòu)材料的“輻照效應(yīng)”是研究的重點(diǎn)[3-4] 。

“輻照效應(yīng)” 是指結(jié)構(gòu)材料在外部高能粒子（中子、γ 射線等）的輻照作用下，導(dǎo)致材料的宏觀性能降低[5] 。根本原因在于高能粒子沖擊碰撞材料內(nèi)部的點(diǎn)陣原子，使得原子離開點(diǎn)陣位置，造成材料內(nèi)部產(chǎn)生大量的點(diǎn)缺陷，導(dǎo)致材料的性能發(fā)生改變，這種微觀過程稱為“輻照損傷”[6] 。高能粒子與材料點(diǎn)陣原子的碰撞過程比較復(fù)雜，高能粒子直接碰撞出點(diǎn)陣位置的原子為初始離位原子（primary knock-on atom， PKA），PKA 繼續(xù)碰撞其他點(diǎn)陣位置上的原子，使其離位，形成級(jí)聯(lián)碰撞效應(yīng)[7-8] 。級(jí)聯(lián)碰撞過程中，點(diǎn)缺陷密度到達(dá)峰值后，間隙原子和空位發(fā)生復(fù)合，導(dǎo)致點(diǎn)缺陷密度降低，這些點(diǎn)缺陷復(fù)合聚集在一起形成更為復(fù)雜的間隙原子團(tuán)簇和空位團(tuán)簇，間隙原子團(tuán)簇則包括間隙型位錯(cuò)環(huán)，空位團(tuán)簇包括有空洞、空位型位錯(cuò)環(huán)等，從而影響材料的服役性能[9-11] 。

分子動(dòng)力學(xué)是一種原子尺度的模擬方法，主要用于模擬計(jì)算動(dòng)力學(xué)、熱力學(xué)等方面的研究，是研究材料微觀機(jī)理變化的一種常用的研究方法，主要依靠牛頓運(yùn)動(dòng)定律模擬體系內(nèi)的粒子運(yùn)動(dòng)，當(dāng)原子的初始位置和速度確定之后，通過數(shù)值求解運(yùn)動(dòng)方程計(jì)算出模擬體系內(nèi)在某一時(shí)刻各個(gè)粒子的運(yùn)動(dòng)狀態(tài)[12-13] 。即通過求解體系中每個(gè)粒子的運(yùn)動(dòng)方程，得到體系內(nèi)任意粒子在不同時(shí)刻的位置和速度，從而推斷出模擬體系內(nèi)粒子的微觀機(jī)理演化過程[14] 。