430℃下2.98dpa中子辐照后CLAM钢的拉伸和冲击性能

利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试表明,CLAM钢辐照前后韧脆转变温度基本相同,上平台能量无明显变化,约为217J,未出现明显辐照脆化。CLAM钢的抗辐照性能略优于其他低活化铁素体/马氏体RAFM钢在类似辐照条件下的性能。     

1.61 dpa/300℃中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为

较低温度(350℃)下,反应堆结构材料的中子辐照硬化与脆化行为一直是其核工程应用中关注的热点问题之一。低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)是国际热核聚变堆实验包层模块(ITER-TBM)首选结构材料,其在寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3 dpa,服役温度300~500℃。为推进具有我国自主知识产权的中国低活化钢-CLAM钢在ITER中国实验包层模块(ITER-CN-TBM)中的应用,本文通过开展1.61 dpa/300℃中子辐照前后CLAM钢拉伸性能和冲击性能测试以及与国际同类低活化钢相近辐照条件下的性能数据进行对比分析,研究了中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为。结果表明,CLAM钢辐照后在室温测试时的抗拉强度和屈服强度分别为692 MPa和596 MPa,相比辐照前分别增加了29 MPa和56 MPa,表现出一定程度的辐照硬化。辐照后的韧脆转变温度DBTT相比辐照前增加了56℃,出现辐照脆化现象。与国际同类低活化钢在相近辐照条件下的测试结果对比分析,表明CLAM钢具有相对优异的抗中子辐照能力。     

国产A508-3钢辐照性能

反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平（约10×10¹⁹ cm^-2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T_41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样拉伸试验

反应堆压力壳钢系体心结构材料,本身不但具有冷脆特征,而且辐照会增加其冷脆趋势,即强度升高,塑韧性下降,韧脆转变温度上升,因而增加了容器突发性脆性破坏的可能性。反应堆压力容器材料的辐照监督试验,目的就在于监测水冷反应堆束带区（即压力容器最大通量辐照区）的筒体及焊缝材料受中子辐照和热环境所造成的这种材质性能的变化,从而为制定反应堆运行限制曲线、确保压力容器在设计寿期内的安全提供必要约依据。拉伸试验则是其中的一个重要组成部分。 根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》要求,定期从堆内抽出监督试样进行拉伸试验,测量筒体母材及焊缝材料强度和延伸率因辐照引起的变化。第三根辐照监督管母材及     

中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响

为研究中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响,获得Cr涂层锆合金的辐照性能数据,本文针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层锆合金开展了中子辐照考验,通过拉伸试验过程实时观测试样力学行为变化并对试验后断口微观形貌进行分析,研究了辐照后Cr涂层锆合金的力学性能以及涂层与基体的结合能力。结果表明：中子辐照导致Cr涂层锆合金的抗拉强度和屈服强度升高,断后伸长率下降,表现出与商用锆合金相似的辐照强化效应。同时Cr涂层与无涂层锆合金相比,其屈服强度和抗拉强度升高但塑性变形能力降低。另一方面,Cr涂层在拉伸变形量较大时产生环向裂纹,但未从基体表面剥落,中子辐照未对涂层结合强度产生明显的影响,受力过程中涂层仍保持了完整性。     

中子辐照奥氏体不锈钢焊缝热影响区力学性能与微观结构的关系

奥氏体不锈钢通常用来制造核反应堆内部部件（如堆芯围筒）,经中子辐照后,其微观结构发生变化,从而导致力学性能的变化。焊缝热影响区材料在熔焊过程中受到焊接热循环的影响。本文研究了中子辐照对奥氏体不锈钢焊缝热影响区材料微观结构及力学性能的影响。试验材料选用退役压水堆中的AISI304不锈钢焊件。该材料在反应堆中经历了11次反应堆循环,最大辐照剂量为0．35dpa,温度为573K。通过试验得到不同辐照剂量下,热影响区材料和母材区材料的力学性能和微观结构。力学性能通过拉伸实验获得,采用室温和573K两种不同试验温度。用透射电镜观察材料的微观结构。运用弥散障碍硬化模型得到力学性能与微观结构之间的关系。试验结果表明：仅用透射电镜中观察到的中子辐照产生的缺陷并不能很好解释中子辐照硬化。在透射电镜中观察不到的那些小的辐照缺陷也能产生辐照硬化。     

γ射线辐照对超高分子量聚乙烯结构与流动性能的影响

采用γ射线在室温、空气条件下对超高分子量聚乙烯进行辐照,采用傅立叶红外光谱、差式扫描量热法、特性牯度测定、熔体流动速率测定以及力学性能测试等手段研究了γ射线辐照对超高分子量聚乙烯（Ultra—high molecular weight polyethylene,UHMWPE）结构、流动性能以及力学性能的影响。研究结果表明,在室温下和空气中,通过γ射线辐照可在超高分子量聚乙烯分子链上引入含氧极性基团;UHMWPE经过γ射线辐照以后分子链发生降解,熔体流动速率增大,流动性得到改善;在一定辐照剂量范围内,γ射线辐照使UHMWPE的拉伸屈服强度及断裂伸长率增加,缺口冲击强度下降．     

中子辐照对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响研究

FeCrAl合金具有良好的抗高温氧化和力学性能,能够作为燃料包壳材料。为研究FeCrAl合金的辐照力学性能,开展了不同元素成分含量和2×1019 cm?2、8×1019 cm?2 2种中子注量辐照下的FeCrAl合金力学性能试验,并在室温和380℃下测试了FeCrAl合金的拉伸性能,获得了不同Cr和Al含量FeCrAl合金的抗拉强度和屈服强度,并研究了Al含量、Cr/Al含量配比及中子辐照对FeCrAl合金力学性能的影响。研究表明,FeCrAl合金强度随着Al含量增加大致呈增加趋势;经2×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度有较大提升;再经8×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度升高不明显。该研究结果为耐事故燃料（ATF）包壳材料的研发选型提供了重要的数据支撑。      

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区（即压力容器筒体正对活性区的环带）材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温     

多束系统对12Cr-ODS钢辐照损伤协同效应的研究

室温下用不同种类的离子束对12Cr-ODS钢进行辐照。辐照前后12Cr-ODS钢的力学性能发生了明显变化,主要表现为辐照肿胀和辐照硬化,其中三束辐照下材料有最大的肿胀和最小的硬化。结合TEM照片对材料的辐照变化进行了分析。对材料进行拉曼光谱的测量,发现有碳析出现象,并且把碳峰的强度分布与辐照损伤分布进行了相互关联。本文为12Cr-ODS钢在实际反应堆中的应用积累了实验数据,明确了协同作用对核材料辐照损伤的影响。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.