使用量热技术发现辐射损伤

由辐射损伤引起的材料缺陷可以通过测量缺陷在加热时释放的能量来表征。 这是美国和芬兰研究人员的结论，他们说他们的新方法可能会带来更好的技术来量化辐照材料的性能下降——这可能对老化核电站的运行产生重要影响。

当吸收中子和其他高能粒子产生原子级缺陷时，辐照材料（例如核反应堆中使用的材料）会受损。 随着时间的推移，这种损坏会降低材料的整体性能。 然而，表征微观损伤可能非常困难，因为即使是像透射电子显微镜 (TEM) 这样的尖端技术也无法准确测量整个材料中缺陷的类型、尺寸和密度。

能量释放

麻省理工学院的查尔斯赫斯特及其同事没有直接探测缺陷，而是研究了辐照材料如何在其原子级缺陷中储存能量，然后在加热时释放这种能量。 他们技术的关键在于，一旦达到一定的能量势垒，就会发生这种释放——这是一个特定于缺陷性质的势垒。

为了观察这个过程，他们使用了一种称为差示扫描量热法 (DSC) 的技术，该技术测量提高样品温度所需的热量与具有明确定义的热容量的参考材料之间的差异。

在这种情况下，样品是一个小钛螺母，辐照了 73 天，模拟了它在真实核反应堆中所经历的辐射。 作为参考，该团队使用了未经辐照的相同螺母。 在他们的实验中，他们以每分钟 600°C 的速率逐渐将样品和参考从室温加热到 50°C。

研究表明，在 300-600 °C 之间，辐照螺母在两个不同的阶段释放出多余的能量，表明缺陷在这些温度下通过两种不同的机制松弛。 然后，赫斯特的团队使用分子动力学模拟来了解这些机制中的每一个。

使用 TEM，这些缺陷只能在低得多的温度下进行研究，因此只能由团队推断更高温度范围内的缺陷行为。 到目前为止，这使他们能够确定一种能量释放过程。 基于这一结果，Hirst 及其同事预测，DSC 有可能揭示其他材料中许多新的能量释放机制，揭示迄今为止其他技术仍然隐藏的缺陷。

他们的方法对于检查核反应堆可能特别有用。 通过从反应堆中提取小样本，操作员可以使用 DSC 更好地量化组件因辐射暴露而退化的程度。 这可以帮助反应堆运营商就组件是否可以安全地继续运行做出更明智的决定。 反过来，这可以延长现有核电站的寿命——即使是那些被认为即将达到其生命周期终点的——未来几十年。

该研究描述于 科学进展.