新锆合金不同热处理条件下第二相结构及成分变化研究

锆合金中的第二相是影响其力学性能和耐腐蚀性能的主要因素,开展国产新锆合金不同温度环境中的第二相研究对事故等特殊工况下的服役性能预测具有非常重要的意义。通过加热锆合金样品至500,700,900℃,并保温1 h,随后采用不同冷却速率进行降温,并用TEM对第二相结构及元素组成进行分析,结果表明:900℃时,样品中第二相结构均为体心正方结构Zr2Fe;500℃和700℃时,样品第二相为密堆六方结构Zr(FeCrNb)2和面心立方结构Zr3Fe。Zr-Nb-Fe-Cr第二相在不同温度析出都是以密堆六方结构的ZrCr2为基本骨架,由Nb,Fe替换Cr得到。第二相中Fe和Cr的原子个数比随着温度的升高而不断增加。冷却速率越快时,Fe来不及充分扩散,将形成少部分面心立方结构Zr3Fe。

Ni-P低磷镀层制备及其耐磨性研究

经过大量的单因素实验,如分别以络合剂柠檬酸、温度、pH值和还原剂次亚磷酸钠为因素通过正交实验方法制备不同类型的Ni-P镀层,研究四种因素对镀速、孔隙率、磷含量和自腐蚀电位的影响,得到四个不同的Ni-P镀层配方。采用极差分析法分析并确定各因素对镀层影响的主次顺序。通过XRD、SEM分析Ni-P低磷镀层的晶体结构和表面形貌,研究低磷镀层的显微硬度和耐磨性,结果表明镀层的磨损量和镀层显微硬度的变化规律呈线性关系。

中子辐照对锆合金显微组织的影响研究进展

作为反应堆的第一道安全屏障,锆合金包壳材料的显微组织一直是国内外的研究热点。针对目前国内外在中子辐照对锆合金显微组织的影响研究领域现状进行了综述,总结了现有研究的不足并提出了对未来研究方向的建议:采用微观分析手段,针对不同中子注量下锆合金包壳的第二相、氢化物和氧化膜展开研究,获得其在实际使用工况下的演变规律,为我国锆合金包壳材料的优化改进提供支撑。

UO_2弥散型燃料辐照后高温失效时显微分析

对辐照后燃料板进行退火试验,用显微镜观察了UO2颗粒的微观形貌随着温度的升高的变化情况。在高温下裂变气体膨胀,在UO2颗粒内气孔贯通形成裂纹穿破涂层,引起UO2颗粒局部破碎脱落,UO2涂层外的反应层由于高温加剧的扩散反应还形成了明显的孔洞。

反应堆控制棒坐标位置传感器导线失效分析

某核电厂某机组的控制棒位置传感器出现故障,为找出故障原因,对传感器进行拆解检查,发现位置传感器上的12根导线在同一位置均有1个小角度弯曲,其中1根导线弯曲的顶点部位断开,导致位置传感器失效。为分析导线失效原因,对该断开导线、弯曲导线和正常导线分别进行了扫描电镜分析、能谱分析和金相检查。分析结果显示导线材料长期在堆内高温、高压环境下产生应力腐蚀,导致导线材料脆化产生裂纹并扩展,最终在因热膨胀系数的差异形成的拉应力作用下断开。

铜锌铝合金表面非线性振荡的混沌相关性

为揭示铜锌铝合金表面非线性振荡花样出现的原因,探索振荡胞区中各个点在振荡过程中的相互关系, 应用非线性动力学的方法来处理从振荡胞区中提取的灰度值时间序列,计算出各序列之间的相关系数．胞区中各个点的相关系数均大于0．7,并且相距较远的2个点之间的相关系数达到0．933,振荡胞区中的点的运动是长程相关的．在长程相关性的基础上,结合耗散结构理论探讨了“类流态”胞区出现的原因,认为振荡胞区的形成是一个从混沌到有序的过程．

辐照后A508-3钢冲击功异常试样的显微组织研究

采用带屏蔽的光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)和能谱仪(EDS)等手段对中子辐照后国产A508-3钢冲击功异常试样的冲击断口形貌、显微组织、晶粒尺寸、孔洞和第二相夹杂物进行了观察和分析,并探讨了产生异常的可能原因。结果表明,在本次辐照实验条件下(中子注量2.97×1019 n/cm2,辐照温度(290±15)℃,国产A508-3钢试样辐照前后的显微组织均为贝氏体组织,且晶粒尺寸未见明显变化,不是导致冲击功产生异常的主要原因,其直接原因可能是基体组织中体缺陷(孔洞)数量的差异;组织中的孔洞分为两种类型,一种为填充了Al2O3、MnS、Al-Mg-O三元化合物等层片状复合第二相粒子的孔洞,另一种为未填充任何第二相的空洞,且孔洞中第二相与基体结合较差,易导致材料韧性降低。

铜锌铝合金自催化生长硅纳米结构的研究

在常温常压下,以Cu-Zn-Al合金为基体经过简单的化学处理,在基体上成功地合成了直径为几十纳米,长度在微米量级的Si一维纳米结构。利用TEM,HREM,EDS等测试手段对Si一维纳米结构的形貌和微观结构进行了表征。观察到Cu-Zn-Al合金中存在着运动的“非线性振荡胞区”,并且发现Si一维纳米结构的生长和形貌与这些胞区的运动有着密切的关系。另外,对于Si一维纳米结构生长机制进行了初步探讨。

锆合金包壳材料堆内行为的研究进展

目前使用最广泛和成熟的压水堆包壳材料是Zircaloy-2和Zircaloy-4。然而随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展,对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求,包壳耐腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等。总而言之,包壳材料是核反应堆重要的组成部分,最终包壳材料在核反应堆运行过程中性能的变化情况决定了反应堆的使用寿命及安全可靠性。因此,需要深入研究压水堆堆内行为的演变规律能为更优异综合性能的新锆合金设计、加工工艺优化等提供新的思路。本文综述了近年来国内外对目前压水堆锆合金包壳材料(Zircaloy-2和Zircaloy-4)的研究概况,即基于高温高压下包壳材料在核反应堆中受到冷却剂冲刷(析氢腐蚀和吸氧腐蚀)和辐照蠕变,分析和总结了对包壳材料性能退降的原因。此外,展望了未来研究的方向。

烧结成型的UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO_(2)陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO_(2)燃料开展了大量研究,结果表明,UO_(2)燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO_(2)陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO_(2)微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO_(2)燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO_(2)燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。

不同辐照条件下α-Zr辐照级联的分子动力学模拟研究

本文采用分子动力学模拟方法分别在辐照温度为600 K,三种不同PKA能量2 keV、6 keV和10 keV及两个不同PKA入射方向为和方向的条件下开展了α-Zr晶体内级联形成和发展的研究。模拟结果表明:在保持辐照温度为600 K不变的条件下,PKA初始入射方向为的级联体积均是大于方向的级联体积。级联尺寸随着PKA的晶体温度、能量的增加而增加,但与PKA的初始入射方向无关。

含单空位纯α-Zr晶体的结构、电子和能量性质的第一性原理研究

采用第一性原理方法,使用Win2k软件对含不同单空位浓度纯α-Zr体系的结构、电子和能量性质开展了研究,获得了含不同单空位浓度的纯α-Zr晶格常数的变化,并计算了其电子密度、态密度和能带结构。结果表明,随着单空位浓度的升高,纯α-Zr的晶格常数减小;当空位作为纯α-Zr晶格中Zr原子的第一近邻原子时,其电子密度在相邻Zr原子的方向上延伸,而不含空位的Zr原子的电子密度呈对称分布;随着体系空位浓度的降低,总态密度主峰升高,能带结构和费米面变得更加复杂。

耐事故UO2基复合燃料芯块的研发进展

对先进耐事故燃料(ATF)芯块的研发背景进行了概述,重点讨论了耐事故UO2基复合燃料芯块的国内外研究现状,认为UN、U3Si2和ThO2等燃料相是耐事故UO2基复合燃料芯块中最具发展潜力的掺杂相,然而其最佳添加量及分布状态尚需结合多尺度数值模拟和实验研究的方法开展深入探索。

辐照后RPV焊材EG-F2N钢冲击数据异常试样的显微组织研究

采用扫描电子显微镜(SEM)和光学显微镜(OM)观察辐照后反应堆压力容器焊材EG-F2N钢冲击试样的断口、显微组织及缺陷等,结果表明:冲击数据异常的原因与断口表面存在较多较大孔洞有关,由于孔洞所占体积百分比较大,不仅减小焊缝的有效工作断面,也带来了应力集中,从而显著降低了焊缝冲击试样的强度和韧性;同时在一些小孔洞内发现了Al_2O_3夹杂物,但在焊缝断口附近表面上仅在少量的小孔洞内发现了氧化物夹杂,夹杂物小于0.5级,分析认为Al_2O_3夹杂物的存在不是造成焊缝试样冲击能量值偏低的主要原因,而焊接工艺操作不当造成焊缝中存在较大孔洞才是引起冲击数据异常的主要原因。

HRTEM原位加热研究Zr-4合金氧化过程中的晶格演化

采用高分辨透射电镜(HRTEM)原位氧化的方法,研究了Zr-4合金腐蚀初期的行为,为认识Zr-4合金在氧化膜与金属基体界面的氧化行为提供参考。原位氧化实验结果显示ZrO_2的形核过程伴随着连续的晶格演化:ZrO_2形成前,氧原子不断固溶到α-Zr的晶格间隙中,形成若干不连续的富氧区,随着氧含量的增加,富氧区晶格之间产生较大应变促使晶格出现调制以及形成面心立方结构ZrO亚氧化物,亚氧化物由取向接近的畴结构组成,随着反应的继续晶格连续演变直到形成m-ZrO_2。

回收铀燃料元件UO_2芯块辐照后显微组织研究

为评价回收铀燃料元件中UO_2芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO_2芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为迚行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO_2芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO_2芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状,均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象,辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征幵无明显差别。此外,在相同的堆内运行工况条件下,回收铀燃料元件UO_2芯块辐照肿胀不明显,芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀幵无明显差别。

反应堆停冷系统阀门接管失效分析

反应堆检修过程中发现停冷系统的阀门接管出现裂纹,裂纹出现在焊缝坡口部位,为分析裂纹产生的原因,需对阀门接管进行失效分析。采用目视检测和渗透检测方法,对裂纹出现的区域进行无损检查,确定了裂纹的数量和方向。根据无损检查结果对典型裂纹区域进行了显微分析和成分分析。检查结果表明,裂纹从管壁内侧向外侧扩展,裂纹周围晶粒未发现变形痕迹,裂纹区域与非裂纹区域晶粒未发现区别;裂纹横断面呈现脆性断裂特征,裂纹内部发生了腐蚀,腐蚀产物的主要成分为氧;结合阀门接管的运行工况分析认为,该阀门接管失效原因为应力腐蚀。

控制棒驱动机构电工绝缘材料辐照性能研究

介绍了新研制的耐400℃高温绕组线及配套绝缘材料辐照后的各项性能试验及试验结果。结果表明:辐照后试样的表面颜色均变深;试样的体积电阻率、绝缘电阻增大;试样的击穿电压、击穿强度降低;试样的耐压、击穿强度等性能满足设计的技术要求。

燃耗深度对U_3Si_2-Al弥散型燃料元件芯体中气孔的影响研究

辐照过程中,燃料颗粒内部会产生裂变气体形成气孔,将对其热/力学性能造成显著影响。采用带屏蔽的金相显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)对辐照后U_3Si_2-Al弥散型燃料中U_3Si_2燃料颗粒的显微组织进行了观察,统计分析了燃料颗粒内气孔的形貌、尺寸及分布,获得气孔平均尺寸及孔隙率随燃耗深度的变化规律。结果表明,裂变密度在2.34×10^(27)~3.74×10^(27)m^(-3)范围内时,U_3Si_2-Al燃料颗粒中的裂变气体气孔的形貌未发生较大改变,均呈球状。而裂变气体气孔平均尺寸以及孔隙率均随着裂变密度的增加而增大,存在两个阶段:裂变密度在2.34×10^(27)~3.19×10^(27)m^(-3)范围内,稳态增长;裂变密度在3.19×10^(27)~3.74×10^(27)m^(-3)范围内,加速增长。

不同钙处理路线钢中夹杂物改性效果评估

以BOF→LF→RH→CC流程生产的石油套管钢为对象,对不同钙处理工艺路线钢样中各成分含量及中包钢样中夹杂物形貌和成分分布进行对比分析,研究了钢中夹杂物的改性效果。结果表明,不同的钙处理路线钢样中各成分含量变化情况不同,且中间包钢样中夹杂物形貌和成分分布也有显著区别,以夹杂物改性指数评估钙处理改性夹杂物的效果,并结合各钙处理路线的优缺点,确定该钢厂生产石油套管钢的最优钙处理路线。