BESⅢ漂移室丝的实验研究

抽样检测了北京谱仪(BESI)漂移室(DC)将要使用的镀金钨丝和镀金铝丝的极限张力,发现同批不同轴丝之间极限张力有较大差别。测量了丝的蠕变效应,得到蠕变效应修正系数。为找出合适的镀金铝丝夹丝固定参数,对铝铜两种不同材料夹丝管需研制各自专用夹丝工具。     

高精度漂移室的铝场丝蠕变效应的研究

报道了对铝场丝蠕变效应研究的结果。铝丝有蠕变效应,不同丝只是显示的效效大小不同, 相比而言,Φ100μm的镀银铝丝效应较小,在低动量高精度漂移室的建造中用作场丝是好的候选者。     

温度对7A60铝合金材料的寿命影响的研究

新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。     

百千安电流下的单丝Z箍缩实验研究

为更深层次理解Z箍缩基本物理过程，认识单丝早期演化对丝阵后续内爆过程产生的影响，基于百千安直线脉冲变压器（FLTD）平台开展了不同材料（钨丝、镀膜钨丝和铝丝）单丝Z箍缩实验研究，实验获得了单丝演化过程的双分幅激光阴影和干涉图像。实验发现：初始直径相同（15 μm）的条件下，铝丝核的膨胀速度比钨丝核的快，在电流开始一段时间内，铝丝核沿轴向呈均匀膨胀，而钨丝核因电极效应沿轴向膨胀不均；镀膜钨丝（15 μm W+2 μm Polyimide）核的膨胀速度远大于钨丝核的，甚至高于铝丝核的，同时镀膜还降低了消融等离子体不稳定性的发展速度。     

样品尺寸变化对T91钢蠕变力学行为的影响

T91钢是第4代反应堆的候选结构材料之一，中子辐照后的高温蠕变性能是评价其服役性能的关键指标。为充分利用辐照空间、减小辐照参数梯度和降低样品放射性，针对力学性能的研究需要使用小尺寸样品，但小样品试验数据可能与标准样品不同，导致无法准确评价材料性能。为研究样品尺寸变化对T91钢蠕变力学行为的影响，本文对T91钢小片状试样和标准棒状试样在温度675～725℃、蠕变应力80～120 MPa下的蠕变行为和断裂机理进行了对比研究。结果表明，不同尺寸样品均发生了减速蠕变、稳态蠕变和加速蠕变3个变形阶段，且断裂时间均随蠕变温度和应力的增大而减小，但小片状试样的蠕变断裂时间更长、稳态蠕变速率更小；所有试样均发生了微孔聚集型韧性断裂，但小片状试样断口的韧窝尺寸相对更小且受到剪切应力；试样尺寸变化不影响T91钢蠕变变形机制，造成差异的原因是试样应力状态差异；蠕变过程中不同的微观结构演化是蠕变试样尺寸效应随蠕变温度、应力变化规律复杂的重要原因。     

锆合金的碘致应力腐蚀开裂研究(英文)

研究了不同热处理状态的Zr-2和Zr-4合金在不同浓度的碘介质及实验温度下的应力腐蚀开裂(SCC)行为。并对不同织构取向的试样在350℃下进行了蠕变实验,蠕变实验的载荷值选择与SCC实验相对应的一系列典型载荷。用扫描电子显微镜观察了断口特征,用透射电子显微镜和光学显微镜检查了材料的显微组织,用X-光衍射仪测定了锆合金的织构,分析讨论了材料状态、实验温度、碘浓度以及蠕变对锆合金碘致应力腐蚀行为的影响。     

辐射防护标准中的一些新概念

一 历史的回顾 二 国际制(SI)单位及一些辐射量的新单位名称 三 放射生物学方面的考虑 甲 效应的类型 乙 剂量与效应的关系 丙 受到辐射危险的主要组织 四 基本极限 甲 职业性人员的剂量当量极限     

TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构应力松弛分析与结构安全评定

钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)停堆系统螺栓连接结构服役环境约在650°C的高温区域,连接结构包括三种材质的构件;升温过程热膨胀以及高温下寿期内的蠕变效应,对螺栓的预紧力都有很大影响。本文采用ANSYS程序,对TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构,在预紧载荷及热膨胀组合作用下的结构进行了应力分析和寿期内蠕变应力松弛分析。考虑从常温升高至工作温度的过程中,连接结构件由于使用不同材料,其热膨胀差导致预紧力发生变化的过程;着重研究分析运行寿期内螺栓结构材料的高温蠕变,所引起应力松弛的变化规律,及其对螺栓连接结构预紧力的影响;并根据ASME-III-5-HBB规范对螺栓进行力学分析和应力评定,论证该螺栓连接件全寿期内结构安全可靠。     

CMOS器件X 射线与γ射线辐照效应比较

介绍了低能X射线和γ射线的辐照剂量及器件阈电压漂移的测试方法。讨论了不同偏置条件和辐照方向对器件效应的影响。结果表明,对镀金Kovar合金封装的器件,在背向辐照的最劣辐照偏置下,X射线产生的阈电压漂移是^60Coγ射线的13.4倍。     

θ法思想在铝材蠕变寿命研究中的初步应用

铝材蠕变寿命研究是铝材可靠性研究工作的重要组成部分.将θ法思想应用于铝材蠕变寿命研究中,即以蠕变曲线作为研究对象,采用非线性回归分析法处理现有的东轻厂铝材蠕变试验数据,得到不同温度、不同载荷下铝合金的蠕变曲线经验公式,形式为(ε=ab+ctd/b+td)其中ε为蠕变应变量,t为试验时间,a、b、c、d为曲线参数;对于同一试样,应用此公式可用4000小时的数据成功地进行蠕变应变量预测;同时确定西北铝铝材蠕变寿命试验的试验温度上限范围为1.75t0～2.13t0之间.与国标中的传统预测方法相比较,θ思想预测法可实现既不降低预测准确度又节省试验时间和费用的目的.     

小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发

一回路承压管道蠕变是压水堆核电厂严重事故重要现象之一。针对小型压水堆,本文基于SCDAP/RELAP5程序开发了严重事故分析模型,利用实验拟合方法得到了一回路主管道(SA321)、自然循环式蒸汽发生器传热管(00Cr25Ni35Al Ti)两种材料蠕变预测分析模型,改进了SCDAP/RELAP5程序蠕变预测分析功能模块,并通过假想事故序列验证了SA321、00Cr25Ni35Al Ti蠕变预测分析模型的合理性。为后续开展小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变规律研究提供基础参考。     

快点火靶金锥制备工艺

锥壳靶是惯性约束聚变快点火实验研究中的一种重要靶型。本工作采用精密车床加工与电镀技术制备锥壳靶用不同角度的金锥。主要介绍金锥电镀金层的制备工艺,讨论了电镀液配方、pH值、镀前处理、尖端效应等对金锥金层质量的影响。     

基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析

钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

800H合金长时间蠕变下的显微组织

对低负荷长时间蠕变试验下800H合金显微组织的研究表明:空洞在晶界M_(23)C_6碳化物的一侧形成,微裂纹通过一连串这样的小空洞而发展;晶界M_(23)C_6碳化物和相邻两晶粒之一有共格关系而与另一晶粒无共格界面,共格界面强化了晶界,这一强化作用可用蠕变激活能的提高来说明,晶界还有G相析出,但未发现合金中有γ'相的形成。合金能长时间保留网状的位错结构,晶界碳化物附近有位错塞积,亚晶界结构发展不充分,这与典型的回复蠕变是不同的。     

应力循环下T225NG合金塑性累积行为研究

对应力循环下T225NG合金的塑性累积行为进行了试验研究,提出了预测棘轮饱和应变的本构关系及描述棘轮应变演化规律的指数型演化方程。讨论了蠕变效应对T225NG合金棘轮行为的影响．结果表明．应力幅越低,循环蠕变分量在塑性累积中的贡献越大。     

相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究

在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。     

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明:在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施，而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型，在温度场分析的基础上，开展蠕变计算，得到不同时刻下的应力应变响应，通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明：在考虑一定内压的IVR条件下，RPV不会发生蠕变断裂，长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

基于BIXS方法的高浓度气态氚探测器设计

近年来,氚的监测在确保反应堆的安全运行、工作人员的健康安全有着重要作用,特别是对以氚为核燃料的聚变反应堆。基于β射线诱发的韧致辐射X射线谱仪(BIXS)由于记忆性效应低、探测器尺寸小已逐渐成为国内外研究的热点。利用蒙特卡洛方法(MCNP)对BIXS探测器的尺寸以及材料进行了优化设计。结果表明,在0.5 MPa的工作压力下,铍窗厚度为0.1 mm、铍窗镀金层厚度为125 nm的小型BIXS测量系统可实现氚气的在线测量和探测器的小型化,其中100 s探测限为1.79×10⁸ Bq。