乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。

空间热离子反应堆燃料元件力学性能分析程序开发

为了实现对空间热离子反应堆燃料元件运行期间安全性能的预测,研究开发了一种燃料元件力学性能分析程序,并针对多层圆筒状的TOPAZ-Ⅱ热离子燃料元件开展了应力、应变和几何变形的高精度模拟。程序考虑了核燃料在高温辐照环境下的辐照肿胀,并分析了燃料芯块-发射极在发生接触后的力学响应问题,从而快速且准确地求解燃料芯块和发射极的力学状态,以对空间热离子反应堆运行期间的性能提供准确预测。结果表明:在正常运行情况下,空间热离子反应堆燃料会发生显著的肿胀效应,其造成的变形将导致燃料元件热电转换效率降低、元件失效等安全隐患。

简化管束设备室整体临界安全分析方法研究

对处理溶液类易裂变材料设备室的整体临界安全分析,提出了简化管束设备室整体临界安全分析方法,保守地将设备室内盛装易裂变材料的管道的料液集中布置成为简化管束,并紧贴设备室内反应性最大的设备上,以全面保守地考虑管道对临界安全的影响。基于简化管束模型,针对地震工况下的管道位移,采用保守且合理的模型进行地震工况下设备室整体临界安全分析。计算结果表明,简化管束整体临界安全分析方法比按实际管道布置精细化建模的方法的计算分析过程更简便,是一种合理且保守的考虑管道的设备室整体临界安全分析方法。

微型核反应堆冷却剂/慢化剂材料物理特性对比分析

通过数值分析手段,从中子物理角度对微型核反应堆(微维)常用的冷却剂/慢化剂材料进行了比较。以六边形结构设计堆芯、金属铍为反射层,采用MCNP软件建模计算了不同冷却剂/慢化剂下堆芯的临界特性、栅元轴向功率分布、堆芯径向功率分布、中子能谱、反应性控制等,比较了其中子物理特性。结果表明:在慢化剂与燃料的比值较小时,水慢化性能最佳,三联苯的过慢化特性不明显,氢化锆的慢化能力为三者最低。三种工质满足最基本的安全性要求,但是水作为高富集度微堆燃料的冷却剂不适合。

新型核辐射屏蔽材料的优化设计

为研制兼具质地轻、体积小、耐高温等特点的新型中子、γ混合辐射屏蔽材料,用遗传算法建立了屏蔽材料优化设计方法。对应用该方法设计出的3种材料进行MCNP软件检验,并与铁等材料进行比较。结果表明:在达到一定厚度后,这些材料对裂变中子、γ的总屏蔽效果均超过铁,且相同屏蔽效果下的铁质量当量显著下降。

CH HCSB TBM中固体氚陶瓷增殖剂微球研究进展

介绍了中国氦冷球床实验包层模块(CHHCSBTBM)设计中固体氚增殖剂陶瓷球的功能要求。考虑正硅酸锂(Li4SiO4)作为第一候选材料。对其陶瓷粉体的制作方法、微球成型方法和微球中氚的释放、辐射稳定性等进行了简要介绍,并概述了我国在固体氚增殖剂研究方面已经开展的工作。

压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究

环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼(Mo)中加入铼(Re)可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度,Mo-Re合金与UO 2的相容性较好。在1300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。

破损燃料棒二次氢化行为观察与分析

燃料棒在堆内运行时,由于初次破口会导致包壳发生二次氢化现象,二次氢化是导致燃料棒发生严重破损的重要因素。针对实际工况下的破损燃料棒,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室)上开展了相关辐照后检验,并采用热室金相手段,对燃料棒二次氢化行为进行了观察分析。结果表明:二次氢化破口有明显的氢化肿胀现象;氢化物分阶段从内壁扩散到外壁,并形成“日爆”现象;二次氢化部位芯块温度明显升高,并会导致芯块气孔迁移、芯块晶粒长大、柱状晶生长等现象发生;相比未破损棒,破损棒二次氢化部位水侧氧化膜厚度有增加现象,但仍处于正常范围内。

国产压水堆核电站40 GW·d/tU乏燃料棒金相检验

为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室)对燃耗为40GW·d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明:40GW·d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%~5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。

化学气相沉积法制备ZrC涂层的热力学分析

ZrC涂层可能在新一代TRISO包覆颗粒上被用作阻挡裂变产物和承受主要载荷的关键层，是先进高温气冷堆燃料元件研究的一个重要方向。文章利用HSC-CHEMISTRY4．1软件分析化学气相沉积工艺参数对所制备的ZrC涂层的影响。分析结果表明，在载气中加入足够的氢气对制备单一ZrC涂层很有必要。ZrCl4的转化率随着沉积温度的升高而增加，当温度过高时，其影响不明显；较佳的沉积温度范围为1400～1600℃。随着反应物浓度的增加，获得单一ZrC涂层对应的最低ZrCl4与CH4的摩尔分数比增加；反应物摩尔分数的最佳范围可选为：甲烷，1．0％～2．0％；ZrCl4，为甲烷的1．5倍。

固体氚增殖材料Li_2TiO_3制备研究进展

富含6Li的锂基陶瓷Li2TiO3以其可观的锂原子密度、低活化性、优异的化学稳定性、与结构材料良好的相容性以及良好的氚低温释放性能,被公认为是一种综合性能优良、最具前途的固体氚增殖剂之一。详细评述国内外固相反应法及各种湿化学法合成Li2TiO3粉末的研究现状,以及固相法、间接湿法和直接湿法制备Li2TiO3陶瓷小球的工艺现状及研究进展,并对其优缺点进行比较,探讨Li2TiO3陶瓷小球制备的未来发展方向。

铅铋合金中Bi/Bi2O3型氧传感器准确性及稳定性测试研究

液态铅铋合金（LBE）中溶解氧浓度的精确测量是实现LBE中氧浓度控制的前提。本文用一自主研制的Bi/Bi2O3型氧传感器来测量LBE氧浓度,在静态氧饱和的LBE中分别进行了准确性及稳定性测试。准确性测试结果表明,在340-480℃范围内氧传感器电动势实验曲线随温度的变化与理论曲线一致,电动势绝对误差最大为-2.6 mV;稳定性测试结果表明,在450℃、50h内电动势绝对误差为-1.4mV,波动为4mV。

BaF_2性能测试及其应用

文章介绍了ＢａＦ＿２晶体性能的测试方法，对国产ＢａＦ＿２晶体的能量分辨率、时间分辨率、衰光长度以及杂质含量进行了细致测量。实验发现，用不同原材料或不同生长方法生产的ＢａＦ＿２晶体，它们的物理性能略有不同；测得的晶体最好能量分辨率为１０．７％，对６６２ｋｅＶγ射线时间分辨为２０２ｐｓ（与ｐｌａｓｔｉｃ耦合）。另外还将ＢａＦ＿２晶体应用于重离子熔合反应中测量γ多重性和作为零信号拾取器。

水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发

在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。

蒸汽发生器用690TT合金的组织结构和腐蚀性能

蒸汽发生器 ( SG)管子破坏的最主要原因是一次侧的应力腐蚀裂纹 SCC( ID) ,二次侧的应力腐蚀裂纹 SCC( OD)或晶间腐蚀 ( IGA)也是管子破坏的主要原因 ,总的说来 ,腐蚀问题是导致 80 %以上管子破损的原因。对 690 TT合金的应力腐蚀和晶间腐蚀进行了试验 ,另外对其组织及断口等也进行了分析。图 7表 2参 1

超胞材料β-Li_2TiO_3的结构、制备及应用

综述近几年国内外有关β-Li_2TiO_3材料的结构、制备方法以及应用的研究进展。详细阐述β-Li_2-TiO_3材料的超胞结构,讨论可能存在的点缺陷,研究不同点缺陷对其超胞结构发育的影响;通过比较固相法、溶胶-凝胶法、燃烧合成法和水热合成法等制备β-Li_2TiO_3粉体的典型方法,指出关键在于改善湿化学工艺方法,使能获得超细粉体且保证超胞发育良好。分析β-Li_2TiO_3材料在氚增殖剂、锂离子电池、发光材料和微波介质材料等领域的重要应用。

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。

揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺

核电站一回路主管道是核电站的一级部件,它的重要性不言而喻,其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢,国外也称双相不锈钢,此类材料综合性能优异。文章从材料的类型、组织、成分、性能等方面介绍了目前运行最多、最成熟的二代核电站一回路主管道材料,并在此基础上简要介绍了一回路主管道的制备工艺,意在让读者尽可能全面地了解核电站一回路主管道材料及其制造过程,从而丰富金属材料在核电领域应用的知识。

氚增殖剂Li_4SiO_4陶瓷小球的制备工艺

欧洲和中国聚变堆固态产氚包层(TBM)的氚增殖剂倾向于采用直径0.5～2mm的Li4SiO4陶瓷小球填充床。本工作探讨锂陶瓷小球的性能指标设计,研究挤压-滚圆、烧结法制备Li4SiO4小球的工艺可行性,测试分析小球的密度、直径、球形度、晶粒尺寸、压碎载荷等性能。研究表明:挤压-滚圆成型、1 050℃无压烧结的Li4SiO4陶瓷小球密度为90.4%TD,堆积密度为52.9%TD;平均直径为0.95mm,标准偏差为0.15mm;球形度为1.10;平均压碎载荷为18.50N,标准偏差为2.76N;平均晶粒尺寸为14μm;相结构由Li4SiO4主晶相、少量Li2SiO3和Li2Si2O5等组成。采用优化的挤压-滚圆、烧结工艺可制备出合格的Li4SiO4陶瓷小球产品。