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。

LOCA条件下典型包壳材料感应加热温升行为的模拟研究

本文以尺寸为20 mm×15 mm×15 mm的锆材为研究对象,结合反应堆失水事故的模拟工况环境,研究了锆材在不同感应加热速率下(20~900℃/min)的块体温升行为。根据模拟结果可知,当温度T在300℃<T<800℃范围内时,金属锆材以速率20℃/min加热至800℃,锆材表面中心温度与体积平均温度之间的值(ΔT)约为5.0℃;当800℃<T<1200℃,分别以速率50℃/min、300℃/min和900℃/min加热至1200℃,锆材的温度差值ΔT分别为18.4℃、29.3℃和29.2℃,即当加热速率大于300℃/min后,金属锆材内外温度差值基本稳定在29℃。上述结果表明,感应加热适用于反应堆失水事故下包壳材料所面临的超高温度及超快升温速率等的工况模拟需求,计算结果对反应堆设计和包壳材料选材等方面均具有一定的指导意义。

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。

大应变轧制Mg-Al-Sn合金板材的微观组织与力学性能

通过对Mg-3Al-1Sn合金(AT31)进行挤压以及后续的单道次大应变量轧制变形,得到强度和塑性兼备的新型变形镁合金板材。组织分析表明,AT31合金中析出了一定数量的Mg17Al12相和Mg2Sn相,挤压态合金经轧制之后晶粒均得到有效的细化,因此合金的强度显著提高。经250℃低温轧制后,AT31合金的晶粒尺寸细化最明显,单道次约58%应变量之后晶粒尺寸约4.72μm;随着应变量提升至约66%,AT31合金的晶粒尺寸略有长大,约4.94μm。经300℃下轧制之后,最低晶粒尺寸可达到约5.58μm;同样,随着应变量的增加,晶粒尺寸先显著降低后有所上升。与此对应,这与拉伸所测的屈服强度变化规律完全一致的,即符合经典的细晶强化理论。经过250℃温度下的单道次约58%大应变量轧制变形后,Mg-3Al-1Sn合金板材的抗拉强度及伸长率匹配性最优,屈服强度约185 MPa,抗拉强度约256 MPa,伸长率约29.2%,具备优异的强塑性兼备特性。鉴于此,Mg-Al-Sn合金在工业中有着广阔的应用潜力。

国产反应堆压力容器材料辐照效应研究

反应堆压力容器(RPV)材料经受中子辐照后,发生脆化效应导致韧性降低是影响反应堆安全运行的重大因素。为准确评估国产RPV的安全性,采用国产RPV材料在试验堆内加速模拟辐照的试验方法,研究国产RPV材料的辐照脆化性能。结果表明,国产RPV材料在寿期运行工况下,存在一定程度的辐照强化效应和辐照脆化效应。

试样重组技术应用现状分析

详细介绍了国内外已有的试样重组案例,归纳了电弧焊、电子束焊、激光焊、表面激活焊的工艺流程及特点,对比分析了各焊接方法的优劣势。列举了重组过程中及重组后试样的质量证明方法。介绍试样重组技术在核电工程中的应用,分析了国内开展此项业务的现有条件、与国际先进水平的差距及努力提升的方向。分析表明:电弧焊、电子束焊试样重组应用最为广泛,激光焊适合于各种类型试样的重组。

铑自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究

铑自给能探测器(RSPND)输出电流信号的慢响应特性严重影响反应堆内中子注量率的实时测量,不利于反应堆的控制和安全管理。采用反函数计算或各种补偿方法改进其响应特性,有利于RSPND的使用。本文研究了前向差分变换法、后向差分变换法、阶跃响应不变法及双线性变换法等4种数字处理算法,有效缩短了铑自给能探测器输出信号的响应时间,时间常数缩短到5s以内。通过数字实验系统,验证了算法的正确性,为该探测器用于反应堆内中子注量率测量的快速响应提供了可行性。

中子辐照后B_4C/Al材料断裂机理分析

为评价辐照对B_4C/Al中子吸收材料力学性能的影响,测试了B_4C/Al中子吸收材料辐照前后的硬度、拉伸性能,并采用扫描电子显微镜(SEM)进行断口观察和显微组织分析,探讨断裂机理。结果表明:辐照后B_4C/Al中子吸收材料洛氏硬度升高,屈服强度上升37 MPa,抗拉强度上升32 MPa,断裂伸长率下降3.6%;辐照前后B_4C/Al中子吸收材料拉伸试样均为脆性断裂;辐照后Al基体的位错增殖以及B_4C颗粒与Al基体界面变化是导致B_4C/Al中子吸收材料力学性能提高的主要原因。

辐照损伤对反应堆压力容器钢微观组织结构的影响

介绍了透射电子显微镜、小角散射技术与正电子湮没技术应用于反应堆压力容器钢辐照损伤过程中微观组织结构的演变规律的情况,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足,最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照损伤微观组织演变研究工作的必要性与重要性。