Mechanism for radiation damage resistance in yttrium oxide dispersion strengthened steels
Mechanism for radiation damage resistance in yttrium oxide dispersion strengthened steels
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氧化钇弥散强化钢的抗辐射损伤机理
DOI：
10.1016/j.jnucmat.2013.10.045
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发表时间：
2014
影响因子：
3.1
通讯作者：
Brodrick J
中科院分区：
文献类型：
--
作者：
Brodrick J
基于氧化钇的ODS钢由于其观察到的抗辐射性能而被建议作为潜在的聚变反应堆壁材料。据推测，这种耐辐射性可能与粒子与空位、自填隙原子（SIAs）和其他辐射损伤碎片的相互作用有关。密度泛函理论已被用于在原子尺度上研究这一点。四个不同的接口，一些基于HRTEM观察，铁和氧化钇之间进行了研究。结果表明，Y_2O_3-Fe界面作为一个强的陷阱与长程吸引的间隙和空位缺陷，允许重组而不改变界面结构。在不改变微观结构的情况下催化消除缺陷解释了ODS钢在辐射蠕变和溶胀方面的改进行为。
ODS steels based on yttrium oxide have been suggested as potential fusion reactor wall materials due to their observed radiation resistance properties. Presumably this radiation resistance can be related to the interaction of the particle with vacancies, self-interstitial atoms (SIAs) and other radiation damage debris. Density functional theory has been used to investigate this at the atomic scale. Four distinct interfaces, some based on HRTEM observations, between iron and yttrium oxide were investigated. It is been shown that the Y2O3–Fe interface acts as a strong trap with long-range attraction for both interstitial and vacancy defects, allowing recombination without altering the interface structure. The catalytic elimination of defects without change to the microstructure explains the improved behaviour of ODS steels with respect to radiation creep and swelling.
影响因子：
3.3
作者：
Shimada, M.;Campbell, D. J.;Sipps, A. C. C.
通讯作者：
Sipps, A. C. C.
在 FFTF 中 400-750°C 下以 40-110 dpa 剂量辐照的 MA957 加压管中观察到的辐照蠕变和密度变化
DOI：
--
发表时间：
2012
期刊：
影响因子：
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作者：
M. Toloczko;F. Garner;S. Maloy
通讯作者：
S. Maloy
溶胶-凝胶法制备的(Gd1-x Yx)2O3粉末和薄膜的X射线衍射分析
DOI：
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发表时间：
2008
期刊：
影响因子：
--
作者：
Z. Heiba;L. Arda
通讯作者：
L. Arda