游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估

核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。

研究堆用铝合金辐照性能研究

铝合金由于其较好的力学性能和优良的抗中子辐照性能,常被选作研究堆关键部位的结构材料。随着研究堆运行寿命的增加,该结构材料经过高中子注量的辐照后,其力学性能是否能满足堆芯结构完整性要求值得关注,本文基于上述问题对铝合金的辐照性能开展研究,获取了研究堆辐照孔道及堆芯支撑结构材料(LT-21型铝合金)拉伸试验及冲击试验数据。

判定金属玻璃微观结构中的二十面体类团簇

基于Voronoi几何分形法,分析了理想二十面体团簇和ZrCu二元金属玻璃中各种团簇的结构特点,提出了一种判定金属玻璃原子结构中二十面体类团簇的方法.并选取三个ZrCu非晶成分作为研究对象,基于Voronoi团簇,利用该方法提取了各种构型团簇,证实其中四种构型团簇的基本几何结构与理想二十面体相似,并具有同样近似于理想二十面体的高致密度、高规则度和高五次对称性,因此可称之为二十面体类团簇.此类二十面体类团簇可作为金属玻璃的主要结构单元,普遍存在于非晶结构中;二十面体类团簇及其连接能包含几乎所有的原子,从而形成非晶结构.研究结果提供了一种新的团簇判定方法,有助于从微观结构层面分析合金中的非晶形成机理.

锆基合金中子辐照损伤模拟的初设条件优化

分子动力学(Molecular dynamics,MD)是研究材料原子尺度结构及其变化的重要模拟方法,可用于模拟材料的粒子辐照损伤。由于该方法不包含核数据,通常对初始化条件进行简化处理,如初级撞出原子(Primary Knock-on Atom,PKA)的条件设定和材料结构模型的建立。采用粒子输运软件GEANT4模拟中子辐照Zr、Zr_2Cu和Zr_2Ni,得到其PKA能谱,发现不同能量入射中子对应的PKA最高能量可达几十甚至几百keV,且三种材料中PKA能谱非常接近。计算三种Zr基合金的PKA数目,发现其分布非常接近,表明分子动力学模拟时可采用简化结构模型,以研究Zr基合金、Fe基合金;此外,计算了PKA散射角,获得不同能量中子产生的PKA最佳散射角,为分子动力学模拟所需的PKA运动方向提供理论依据。