金属中空位及空位团的正电子寿命谱

本文从理论上讨论了金属中正电子湮没寿命和金属的空位、空位团的体积的关系,利用密度泛函和交换关联能的局域密度近似,系统地计算了一系列金属中不同空位团的正电子寿命值。可以看出,正电子湮没技术是研究金属微观缺陷结构的有力手段。     

用正电子湮没技术研究新锆合金包壳的离子辐照效应

国产Zr-Sn-Nb系新锆合金SZA-4和SZA-6是CAP1400大型先进压水堆包壳材料的主要候选材料，对其辐照性能的研究可为制备工艺改进提供科学依据。在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器辐照终端，在300 ℃温度下，用100 MeV的Fe束流对两种新锆合金包壳管材进行5 dpa剂量辐照。辐照前后的正电子湮没寿命测量表明：两种样品辐照前湮没寿命为Zr中单空位寿命，表明管材制备过程中最后的退火温度和时间尚未完全消除加工引入的缺陷；两种样品辐照后的正电子湮没寿命减小，分析表明这是由于辐照导致Fe在锆合金中重新分布，主要分布在bcc结构的β-Nb沉淀相颗粒与hcp结构的α-Zr基体之间具有开空间的相界，正电子被相界捕获，与周围Fe原子电子湮没，造成湮没寿命减小。     

超塑形变Al-6Cu-0.5Zr合金正电子湮没寿命测量

正电子对材料内部原子尺度缺陷(如空位、空位团、微空洞等)十分敏感。本文介绍不同形变量的超塑性Al-6Cu-0.5Zr合金正电子寿命测量结果。用两态捕获模型分析,得出正电子湮没平均寿命与形变量的关系。     

中子辐照GaAs的变温正电子寿命研究

用正电子湮没寿命谱研究中子辐照前后半绝缘ＧａＡｓ在等时退火过程中的缺陷行为．发现辐照后的样品大约从７０℃起空位－填隙子对和空位－反格点缺陷开始复合．５００℃前空位和空位团可消除．７４０℃后可能会重新产生缺陷。ＶＡｓ是一种浅势阱，对正电子的束缚能大约为０．０３１－０．０３２ｅＶ。     

应用正电子湮没谱学对Fe-1.0%Cu合金氢致缺陷的研究

铁基合金中的氢致缺陷是造成合金机械性能恶化的重要因素之一。氢对材料中微观组织结构的影响,特别是氢致缺陷微观机理的研究是铁基合金的一个基础研究课题。本文主要应用正电子湮没寿命谱(Positron Annihilation Lifetime Spectroscopy,PALS)和符合多普勒谱(Coincidence Doppler Broadening Spectrum,CDB)方法,研究了不同处理条件的Fe-1.0%Cu合金样品充氢过程中氢致缺陷的形成机制、缺陷类型以及氢与缺陷的相互作用及其微观机理等。结果表明,1 073 K高真空热处理和20%形变后723 K退火处理的样品充氢后会产生少量的位错,而1 173 K高真空淬火样品充氢后还会产生少量的空位团,在充氢过程中空位缺陷成为氢的捕获点,并与氢相互作用成为聚集空位的核心而形成空位团。CDB结果还表明,Cu析出物对本文合金样品的氢致缺陷的形成无明显影响。     

国产改进型316L不锈钢的微结构研究

采用正电子湮没寿命方法研究了国产改进型316L不锈钢的微结构及其温度变化。该不锈钢含有单空位、双空位、位错和小空位团等缺陷。经400℃,600℃,800℃退火后,单空位、双空位和位错缺陷分别消失。小空位团是四空位和五空位构成的空位团,低于200℃退火,缺陷复合五空位团成分随退火温度升高而增大,高于400℃时空位团分裂,五空位团成分减少,800℃退火还存在较低浓度的四空位团。     

用正电子湮没寿命技术研究塑性变形纯Ni的回复过程

本文用正电子湮没寿命方法研究了塑性变形镍(含0.01％杂质)的回复过程的特点及杂质在缺陷回复过程的作用和影响,计算了形变为10％的试样中的位错密度及形成空位团的有效空位浓度。     

新型U3Si2-Al燃料组件的工程验证试验研究

新研制的U₃Si₂-Al板状弥散型燃料组件结构复杂,国内对该燃料组件的结构材料、制造工艺、力学性能、运行特性等均缺少经验及评定标准。为得到该新型燃料组件的各种性能参数,开展了燃料包壳及结构材料的力学性能试验、燃料板及包壳材料的热物性及热稳定性试验、燃料板的力学性能试验、燃料板的正电子湮灭寿命试验、燃料组件的水力冲刷和解体试验等一系列的工程验证试验和专项研究,得到的各项实验数据为燃料组件的结构设计、可靠性分析、安全审评提供了重要依据,也为燃料组件的加工制造、堆内使用管理提供了借鉴。     

国产改进型316L不锈钢的微结构研究

采用正电子湮没寿命方法研究了国产改进型316L不锈钢的微结构及其温度变化，该不锈钢含有单空位，双空位，位错和小空位团等缺陷，经400、600、800℃退火后，单空位，双空位和位错缺陷分别消失，小空位团是由四空位和五空位构成的空位团。低于200℃退火时，缺陷复合五空位团成分随退火温度升高而增大；高于400℃时，空位团分裂，五空位团成分减少；800℃退火仍存在较低浓度的四空位团。     

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...