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IG-110核石墨经Xe^(26+)辐照后的形貌和微观结构演化
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作者 张鹤耀 程金星 +4 位作者 宋金亮 阴慧琴 唐忠锋 刘占军 刘向东 《新型炭材料(中英文)》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期393-404,共12页
核石墨作为核反应堆的关键材料,受到核反应堆内的高通量辐照后其微观结构会产生损伤,直接影响反应堆的安全运行。为研究核石墨的辐照损伤行为,以IG-110核石墨为研究对象,研究了7 MeV Xe^(26+)辐照对核石墨的形貌和微观结构影响。采用扫... 核石墨作为核反应堆的关键材料,受到核反应堆内的高通量辐照后其微观结构会产生损伤,直接影响反应堆的安全运行。为研究核石墨的辐照损伤行为,以IG-110核石墨为研究对象,研究了7 MeV Xe^(26+)辐照对核石墨的形貌和微观结构影响。采用扫描电子显微镜、原子力显微镜、掠入射X射线衍射仪、拉曼光谱仪和纳米压痕仪对IG-110核石墨的形貌和微观结构进行了表征。结果表明,在0.11 dpa剂量辐照后,IG-110核石墨表面出现“ridge-like”结构,该结构主要在黏结剂区出现,且表面粗糙度略有增加。随着剂量的进一步增加,填料区也出现“ridge-like”结构。在0.55 dpa的剂量下,因表面孔结构的闭合而引起的新孔增多,表面粗糙度增加。这种形貌和微观结构的变化归因于石墨沿C轴方向的膨胀,且石墨薄片中的缺陷密度和面内无序度随剂量的增加而增加,但力学性能呈先增加后降低的趋势。前者是由位错钉扎和微孔闭合引起的,而高剂量辐照后力学性能下降归因于孔隙率的增加和非晶结构的产生。 展开更多
关键词 ig-110 核石墨 离子辐照 形貌 微观结构
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核级石墨IG-110氧化模型研究 被引量:3
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作者 徐伟 石磊 +1 位作者 郑艳华 刘鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期475-480,共6页
核级石墨IG-110在球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)中作为结构材料被广泛应用。在正常运行工况及进气进水等严重事故工况下,核级石墨IG-110不可避免地与氧气等发生氧化反应,其氧化性能对反应堆的安全运行有着重要的作用。本文综合考虑核级... 核级石墨IG-110在球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)中作为结构材料被广泛应用。在正常运行工况及进气进水等严重事故工况下,核级石墨IG-110不可避免地与氧气等发生氧化反应,其氧化性能对反应堆的安全运行有着重要的作用。本文综合考虑核级石墨在氧化过程中局部孔隙率及氧化速率随失重率的变化,建立IG-110与氧气反应的氧化模型,得到氧化反应过程中各参数随空间和时间的变化。重点分析孔隙率变化和Knudsen扩散对有效扩散系数的影响,确定了在事故分析中较为适用的有效扩散系数形式。 展开更多
关键词 核级石墨ig-110 孔隙率 失重率 氧化模型
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压缩应力下石墨IG-110热膨胀系数的测量及验证 被引量:2
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作者 周湘文 王洪涛 于溯源 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期19-23,共5页
采用应变电测法测量压缩应力状态下石墨IG-110的热膨胀系数,分析不同压缩应力对IG-110热膨胀系数的影响。结果表明,压缩应力对IG-110的热膨胀系数影响显著。与未加载时相比,分别加载20、30、40 MPa压缩应力石墨试样平行加载方向的平均... 采用应变电测法测量压缩应力状态下石墨IG-110的热膨胀系数,分析不同压缩应力对IG-110热膨胀系数的影响。结果表明,压缩应力对IG-110的热膨胀系数影响显著。与未加载时相比,分别加载20、30、40 MPa压缩应力石墨试样平行加载方向的平均热膨胀系数由3.71×10-6 K-1逐渐增大至4.20×10-6、4.41×10-6、4.78×10-6 K-1,分别提高约13.2%、18.9%和28.8%;而垂直加载方向的平均热膨胀系数则由4.03×10-6 K-1逐渐减小至3.80×10-6、3.79×10-6、3.75×10-6 K-1,分别降低约5.7%、6.0%和6.9%。压缩应力状态下石墨热膨胀系数的变化可能与应力导致石墨内部微裂纹的张开和闭合有关。 展开更多
关键词 ig-110 高温气冷堆 热膨胀系数 应变电测法
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基于同步辐射原位拉伸XRD研究熔盐浸渗的核石墨IG-110微观结构演化
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作者 王佳敏 冯尚蕾 +3 位作者 杨迎国 王勇 刘向东 周兴泰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期32-38,共7页
钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是第四代核反应堆的代表之一,其特点是以熔融氟盐作为冷却剂和燃料的载体。在熔盐堆中,熔盐容易浸渗到核石墨内部,引发核石墨局部高温,造成核石墨损伤程度增加,严重破坏核石墨的结构,从而... 钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是第四代核反应堆的代表之一,其特点是以熔融氟盐作为冷却剂和燃料的载体。在熔盐堆中,熔盐容易浸渗到核石墨内部,引发核石墨局部高温,造成核石墨损伤程度增加,严重破坏核石墨的结构,从而影响核石墨材料的宏观性能和使用寿命。然而,熔盐浸渗对核石墨力学性能的微观机制以及熔盐浸渗引起的微结构损伤或破坏机制目前仍不清晰,因此有待进一步研究原位环境下(如力学加载、高温等)熔盐浸渗对核石墨微结构的影响,并揭示微结构演化的相关机制。本文基于同步辐射原位拉伸X射线衍射技术(Two Dimensional X-ray Diffraction,2D-XRD),开展了外部载荷为0 N、15 N、21 N、27 N和32 N时熔盐浸渗后的核石墨IG-110在拉伸断裂过程中的微观结构演化研究,以揭示外部载荷条件下的核石墨IG-110与熔盐之间的原位实时相互作用及材料断裂的微观机制。实验结果表明:在拉伸断裂过程中外部载荷使熔盐浸渗后的核石墨IG-110的结晶性变差、层间距变大,同时FLiNaK盐的结晶性也明显变差。这一发现将有助于解释熔盐浸渗后核石墨IG-110力学性能的变化,理解核石墨IG-110与FLiNaK熔盐间的相互作用机理,有利于高性能核石墨的制备和TMSR的安全可靠运行分析。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 核石墨ig-110 熔盐浸渗 同步辐射原位拉伸X射线衍射
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高温^(107)Ag^(5+)离子辐照后核石墨的截面微区拉曼表征与缺陷演化规律研究
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作者 李一言 贺周同 +2 位作者 赵修良 彭善成 马慧磊 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期39-50,共12页
在第四代反应堆中,核石墨作为慢化体和反射体材料服役于高温和高通量的快中子辐照环境中。快中子辐照会在核石墨中产生大量的弗伦克尔缺陷对。这些缺陷经过湮灭、扩散、最终形成更大的缺陷团簇,从而改变核石墨的微观结构,进而改变核石... 在第四代反应堆中,核石墨作为慢化体和反射体材料服役于高温和高通量的快中子辐照环境中。快中子辐照会在核石墨中产生大量的弗伦克尔缺陷对。这些缺陷经过湮灭、扩散、最终形成更大的缺陷团簇,从而改变核石墨的微观结构,进而改变核石墨的宏观性能。因此,研究核石墨在高温辐照条件下的缺陷演化行为和机理对提高反应堆安全性具有重要意义。本研究采用30 MeV的^(107)Ag^(5+)离子在420℃下辐照IG-110核石墨来模拟核石墨在快中子辐照过程中的缺陷演化行为。通过微区拉曼光谱对IG-110核石墨截面结构进行表征,并对比不同深度处的拉曼光谱特征参数和辐照损伤剂量之间的关系,研究IG-110核石墨微观结构随辐照损伤剂量(Displacements Per Atom,DPA)的演化行为。研究结果表明,随着注量的增加,核石墨拉曼光谱的特征参数D峰高度与G峰高度比值(I_(D)/I_(G))、G峰半高宽(Full Width at Half Maximum of the G peak,FWHM(G))以及G峰的偏移量都显著增加。与^(58)Ni^(5+)辐照样品相比,相同辐照损伤剂量下,^(107)Ag^(5+)辐照的石墨拉曼光谱的I_(D)/I_(G)和FWHM(G)更大。相同的FWHM(G)下,^(107)Ag^(5+)辐照的石墨拉曼光谱的I_(D)/I_(G)比^(58)Ni^(5+)辐照样品大。这些结果说明更重的重离子辐照会在核石墨中引起更高速率的缺陷积累,从而更快地导致石墨晶粒尺寸变小,并促进纳米晶化进程。 展开更多
关键词 重离子辐照 ig-110核石墨 微区拉曼光谱 缺陷演化规律 高温辐照 截面拉曼成像
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