SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。

SPRR-300反应堆在线中子照相技术初步研究

简要描述了在线中子照相技术的特点,较详细阐述了SPRR-300反应堆在线中子照相中中子束的获取、转换屏的选择、微光成像系统和图像采集与处理系统的构成,并对在线中子照相实验结果进行了分析。

300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。

SPRR-300堆乏燃料组件初步测量

介绍了SPRR-300堆的现状,描述了该堆乏燃料组件γ照射量率测量和γ谱测量的实验条件、步骤,给出了实验结果,并与相应计算数据的进行对比分析,最后讨论了实验的意义和前景。

铍组件堆内长期服役后的尺寸测量

铍是核反应堆内的重要反射层材料,其辐照后的尺寸变化对反应堆的安全性具有重要的影响。为获得铍组件堆内长期服役后的尺寸变化,以对其堆内的服役性能评价提供基础数据,设计并加工了一套高放样品远程转运平台,使用三坐标测量机完成了绵阳SPRR-300堆内铍组件的尺寸变化测量实验。实验测量结果表明,SPRR-300堆的铍组件在服役29 a后,在最高中子通量高达6.78×10^(21)cm^(-2).的辐照环境下,铍组件外形尺寸总体上保持良好,截面有微量的收缩变形,最大形变约0.13 mm,这表明在长期中子辐照环境下,辐照蠕变是导致铍组件尺寸变化的主要原因。