长期中子辐照Al-Mg-Si合金的压缩力学行为

利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金(反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金)在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明:材料在一定的温度区间(−40~300℃)和应变率区间(0.001~3000 s−1)内,分别呈现出较为明显的温度效应与正应变率效应;其中在较低的温度(−80~−40℃)和较高的应变率(3000~5000 s−1)区间力学性能受温度和应变率变化的影响较小;当温度升至300℃时,材料的塑性变形行为已趋于理想塑性流动。根据前述实验结果,计及材料内部的微观辐照缺陷对力学性能的影响,建立了考虑辐照损伤的Zerilli-Armstrong本构模型,模型的计算结果与前述实验结果吻合较好。结合文献中高纯铝的微观辐照缺陷的演化数据,对不同快中子辐照剂量LT21铝合金的屈服强度,以及另两个来自反应堆内不同受辐照区域试样在不同应变率和温度下的屈服强度进行了计算。上述研究表明,本文建立的考虑辐照损伤的Z-A本构方程不仅能较好地反映长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金宏观应力和应变、应变率、温度等参数的关系,也能针对位错运动及辐照硬化机制进行较好地描述,并且能够为反应堆内相应结构元件的设计、运行和安全评估提供一定的参考。

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。

中子辐照后~6Li-Al合金靶片中氚的测量方法研究

建立了流气式系统捕集和化学转移法测量6Li Al合金靶片在中子辐照过程中的渗漏氚和辐照后靶片中总氚量的方法。渗漏氚的捕集方法是:在流气式系统中,用含少量氢的惰性载气将渗漏氚载带出来,经高温催化氧化后被乙二醇鼓泡器捕集;靶片中的氚转移法是用NaOH溶液将合金靶片溶解,气相中的氚采用渗漏氚的捕集方法捕集,液相中的氚则蒸馏到馏分中。最后用液体闪烁计数器分别测量乙二醇鼓泡器和馏分中的氚量。测量结果与理论氚产量基本相符。

中子辐照对钒合金强塑性的影响及其温度效应

研究了经中子辐照和未经辐照钒合金在不同温度下的拉伸强塑性,提出了一个拉伸过程卸载后再拉伸的模型来研究经中子辐照和未经辐照合金的拉伸变形规律。结果表明,合金经中子辐照后引起的变形强化大小与未经辐照的相似,此后的塑性变形特征几乎一致。对于V4Cr4Ti合金,为防止突发断裂事故,辐照后的屈服强度应低于400MPa。

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。

Zr－4合金的中子辐照生长

对由两厂分别生产的Ｚｒ－４包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验，辐照温度为６１０Ｋ，快中子注量为４．２×１０￣（２４）ｍ￣（－２）（Ｅ＞１．０ＭｅＶ）。试验结果表明，Ｚｒ－４管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Ｚｒ－４包壳管的生长应变可用Ｇ＝Ａ（φｔ）￣ｎ或Ｇ＝Ｂ＋Ｃ（φｔ）表达式描述，两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。

低中子活性高熵合金的研究进展

材料是目前限制聚变能发展的一个重要因素,满足核聚变装置中的抗辐照低活性材料的开发及性能检测成为目前研发的热点。高熵合金,又称为多主元固溶体合金,是一种新型合金。它是由5种或者5种以上的元素组成,并且每种元素的原子分数在5%~35%。低中子活性(简称“低活性”)高熵合金是由低活性的元素组成,在受到中子辐照后,合金材料具有较低的放射性,在核应用方面具有潜在的优势,因此受到广大研究者的关注。本文首先介绍低活性高熵合金的主要制备工艺,阐述各个制备工艺的优缺点;其次从力学性能、稳定性和辐照效应三个方面介绍低活性高熵合金,并对影响性能的因素进行分析;最后对低活性高熵合金的未来和发展趋势进行展望。

辐照损伤对锆合金电化学性能的影响

综述了堆内辐照对锆合金电化学性能影响的概况,浅析了堆内辐照损伤的机理,并重点探讨了主要的堆内辐照源———中子辐照对锆合金微观结构与氧化性能的影响。进一步阐述了堆外离子轰击模拟堆内中子辐照研究方法的进展概况,并就离子轰击实验参量的选择进行了较为深入的分析。

聚变用V-Cr-Ti合金的研究现状与展望

综述了核聚变用结构材料V-Cr-Ti系合金的低活化特性、高温强度、耐液态金属腐蚀、抗中子辐照肿胀等性能的研究现状。概括了H,O与中子辐照对合金力学性能的影响,同时介绍了目前V-Cr-Ti合金的研究热点和发展趋势。

二安替比林甲烷分光光度法测定钒基合金中钛含量

钒-铬-钛合金是一种具有耐中子辐照、低活化特性、耐液态金属腐蚀、高温强度高等优点的新材料，在聚变反应堆、航空航天、高温等领域都具有广阔的应用前景。钒基合金中加入一定量钛可显著改善合金耐中子辐照损伤的能力。因此为保证材料的质量，需要对钛含量进行准确测定。

中子小角散射实验中放射性样品伴随γ抑制

为抑制中子小角散射实验中伴随γ辐射的影响,研究弱散射能力中子辐照样品在不同实验条件下探测器获取的散射信号。结果表明:通过适当降低探测器的阳极工作电压,伴随γ辐射信号在全背底中的贡献比例降低,二维散射图谱环向均匀性大幅提升,散射信号的信噪比明显提高;根据辐照样品特性优选探测器阳极工作电压,可抑制伴随γ辐射的影响,改善样品的散射数据质量。

锂铅合金样品的初步活化理论分析

为了对锂铅合金离线产氚实验方案及人员安全操作规程的制定提供基础数据,保证辐照实验与释氚实验的绝对安全,对锂铅合金样品的活化水平及其杂质的控制要求从辐照剂量率的角度进行了计算和初步分析。结果表明:锂铅合金样品在1013N/(cm2.s)的中子注量率下辐照15 h,经过约10个月的冷却与搁置,剂量率降低到放化实验室操作的剂量率水平要求,且杂质的控制要求较低;但搁置100个月后,仍无法满足普通化学实验室的操作要求。

6061铝合金材料焊接特性及焊接工艺研究

在低、中温的水冷堆中，606t铝合金具有较低的热中子俘获截面，在较低的温度下有一定强度，并具有较好的耐辐照性；有一定的抗水腐蚀的能力，加工性能良好，易成形，可焊接。在反应堆中子试验科研中，广泛利用6061铝合金作为中子探测器孔道及支架。

俄罗斯核反应堆壳体用钛合金的研制进展

钛合金是制造核反应堆壳体的理想材料,俄罗斯对壳体用钛合金进行了大量的系统研究并已成功实现应用,为此,对俄罗斯核反应堆壳体用钛合金的研究进展进行了简要介绍。俄罗斯研究人员根据核反应堆壳体的服役条件,确定了核反应堆壳体对钛合金的性能要求,并采用优选法和因素分析法对合金成分进行设计,系统研究了合金元素对抗辐射性和热稳定性的影响,确定了壳体用钛合金的最佳成分为Ti-Al-V-Zr系合金。此外,采用高纯海绵钛经过熔炼、锻造、轧制成功生产出了组织及性能均满足反应堆壳体使用要求的钛合金环材产品。

中子辐照对锆合金氧化性能的影响

综述了由中子辐照引起的锆合金微观结构的变化对锆合金氧化性能的影响。阐述了中子辐照导致锆合金及氧化膜内缺陷的形成和锆合金合金元素分布变化的现象，较全面地总结了缺陷数目和合金元素分布对锆合金氧化性能的影响，较系统地提出了中子辐照下锆合金氧化性能变化的机制，概述了提高中子辐照条件下锆合金抗腐蚀能力的方法，并就该方向的进一步研究提出了看法。

中子辐照对Pd_(80)Si_(20)与Pd_(77.5)Cu_6Si_(16.5)非晶态合金结构的影响

本工作用X射线衍射技术示差扫描量热法(DSC)和内耗测量等手段研究金属-类金属非晶态合金Pd_(80)Si_(20)和Pd_(77.5)Cu_6Si_(16.5)中子辐照前后的微观结构变化。结果表明,辐照在两种样品的对关联函数g(r)以及径向分布函数RDF(r)上都引起明显的变化;辐照后样品的晶化温度和晶化热有所提高,结构变得更加无序,Pd_(80)Si_(20)非晶态合金的内耗在T<T_p的温度范围内增加。应用密度涨落型P缺陷和切变型τ缺陷的概念对其进行讨论。

Cu_(50)Ti_(50)非晶态合金的中子辐照效应

本文叙述了用X射线衍射和differential scanning calorimetry(缩写为DSC)测量两种方法对Cu_(50)Ti_(50)非晶态合金进行的快中子辐照效应研究。辐照不仅改变了该合金晶化峰的温度,而且还改变了晶化峰的形貌。在X射线衍射研究中还观察到辐照对结构所产生的影响恰与低温退火的影响相反。在这两种实验结果的基础上,讨论了Cu_(50)Ti_(50)非晶态合金的快中子辐照与原子短程结构变化的关系。