新型实验堆有着高温、强辐照等特点,传统的测温手段难以满足其温度测量需求。高纯碳化硅(SiC)晶体作为一种无源监测器,具有尺寸小、γ加热率低,测温范围宽等Belnacasan优点,可以用于监测反应堆材料的辐照温度,用以评估材料的辐照损伤。日本福岛核事故后,随着新型核材料研发的需要,SiC测温技术也重新受到人们的重视。本文对中国原子能科学研究院49-2游泳池式反应堆中照射的6H-SiC样品进行了测温研究。通过X射线衍射、拉曼光谱、电镜和纳米压痕等技术,对中子辐照SiC样品的结构和力学性质进行了分析。分别使用电阻率法和晶格肿胀法测量了SiC样品的中子辐照温度。对于热偶实时记录温度为550℃、中子辐照损伤为0.02 dpa的SiC样品,中子辐照导致SiC发生了轻微的晶格膨胀,造成样品的晶格肿胀仅为0.03%。同时,辐照导致SiC硬度增加了6%。对辐照后的样品进行热退火处理,当退火温度超过辐照温度后,材料硬度被恢复。使用四探针法,测量了经热退火处理后中子辐照SiC样品的电阻率。发现当退火温度超过辐照Erdafitinib温度时,样品的电阻率开始随着退火温度的增加而升高。Raman光谱分析结果表明,C间隙的退火是导致样品电阻率升高的主要原因。基于电阻率随退火温度的变化关系,测得样品的辐照温度为615℃。对于热偶记录温度为275℃、中子辐照损伤为0.32 dpa的SiC样品,辐照后样品晶格肿胀增加至0.445%,硬度增大约10%。对辐照后的SiC样品在不同温度下进行了热退火处理,使用X射线衍射测量了样品的晶格肿胀率随退火温度的变化。当退火温度超过辐照温度后,样品的晶格肿胀值随着退火温度的增加而线性降低,由此测得样品的辐照温度为408℃,与电阻率法测得的辐照温度相接近。样品等温退火的实验结果表明,中子辐照SiC样品在退火30分钟后缺陷恢复量达到最大值。根据经验公式,计算得到4medical communication10℃下0.32 dpa中子辐照SiC的晶格肿胀率的理论值为0.499%,与实际测得SiC的晶格肿胀率相一致。这反映出SiC晶体准确测量了中子辐照温度,造成SiC与热偶测量差异的主要原因可能是由于它们在辐照过程中没有直接接触。