氚在RAFM钢中的渗透

采用气相渗透方法，开展了国产低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢?）之一的CLAM钢的氚渗透实验，研究了影响渗透的关键因素，建立了可靠的实验方法。在573~823?K温度范围内，得出氚的渗透率F_T为2.57×10-8exp(-38639/RT)，氚溶解度S_T为2.2×10-1exp(-38639/RT)，扩散系数D_T?为1.17×10-7exp(-22011/RT)。另外，氘氚混合渗透时存在明显的正同位素效应，在实验温度范围内，推导得出的氘氚渗透分离系数α_DT为1.42，氕氚渗透分离系数α_HT为3.76。      

核燃料用γ-U合金的成分规律

铀合金作为一种重要核燃料,其体心立方结构的高温稳定的γ-U合金具有较好的综合性能,是合金设计所追求的目标。本文引入描述稳定固溶体结构的"团簇加连接原子"模型,用于建立γ-U固溶体合金的结构模型和相应成分式,指出其结构单元为体心立方第一近邻配位多面体团簇加3个连接原子构成。进而利用该结构单元对现有合金成分进行了解析,能够稳定形成体心立方bcc结构的合金均满足上述模型,如[Mo-U14]Mo3(U-10.7Mo),[Zr-U14]Nb3(U-7.5Nb-2.5Zr,即不锈铀)等,这些合金实际上均在各自体系中具有最优良的结构稳定性,显示出优异的耐蚀性。本文证实,基于团簇加连接原子模型的成分设计方法在预测γ-U合金成分与性能上具有重要指导价值。     

模拟高钠高放废物铁硼磷酸盐玻璃固化体的结构和性能

以36Fe2O3--10B2O3--54P2O5为基础玻璃,制备了不同模拟高钠高放废物包容量的铁硼磷酸盐玻璃固化体,用Fourier变换红外光谱测试方法系统研究了由废物包容量引起的玻璃固化体结构变化,并用溶解速率法初步测试了固化体的化学性能。结果表明:随着废物包容量的增加,固化体试样结构中(PO4)3-四面体基团增加,[BO3]基团向[BO4]基团转变,磷酸盐基团彼此间的连接程度减小,Fe—O—P键在包容量为25%(质量分数)到30%时存在量较大。玻璃固化体网络结构以(PO4)3-四面体基团为主,易水化的(PO3)-磷酸盐基团的含量很小。但固化体结构中[BO3]基团的存在量还较大,该组分的基础玻璃网络形成体氧化物配比还可进一步优化。当废物包容量小于40%时,固化体不同浸泡周期的质量损失速率均在10--8 g/(cm2·min)数量级。     

钛中氢同位素的热脱附谱定量分析研究

通过优化钛的吸氢工艺,成功制备了不同氢氘含量的氢/氘化钛样品;结合XRD分析,给出了钛吸氢前后的晶体结构变化。利用热脱附谱(TDS)技术,通过标准漏孔标定质谱仪的离子流信号强度,实现了钛中氢同位素脱附量的定量测定;TDS法测量结果与压力-体积法测量值之间的绝对误差小于6%。研究结果可为氢能、核能及核技术领域材料中氢同位素含量的准确测量提供有益参考。     

旋转磁场下铀中夹杂物运动行为模拟与实验研究

开展了旋转磁场对金属铀的净化模拟以及实验研究。采用了带芯柱形与无芯柱形两种坩埚,对比分析了铀熔体中夹杂物的迁移与聚合长大,并对电磁净化实验工艺进行了优化。由熔体流场速率分布以及夹杂物的迁移与碰撞模拟结果和实验结果分析可知,夹杂物在旋转磁场作用下能够发生碰撞聚合长大,碰撞聚合主要集中在铀熔体芯部区域。添加坩埚芯促进了熔体中夹杂物碰撞与聚合长大,使之更易上浮去除。采用旋转磁场净化金属铀,带芯柱形坩埚熔体中夹杂物碰撞聚集效果与杂质去除效果明显优于无芯柱形坩埚。     

In Situ X-ray Diffraction Study of the Tensile Deformation of U-5.8Nb Alloy

为了探明a2相U-5.8wt%Nb合金的晶格响应和变形特性,对力学拉伸加载下的合金变形行为进行了原位的X射线衍射（XRD）研究,获得了合金从弹性变形直至断裂的过程中晶格对外加应力的响应特征。实验中,每增加一定变形量就对试样进行原位的XRD分析,用单峰拟合法和Rietveld全谱精修方法处理数据,分析了合金变形过程中的晶格演化行为。结果显示,拉伸过程中,试样的晶胞参数、衍射峰强度和晶面间距都随外加应变有规律地变化。晶格响应分析结果表明,合金晶胞各方向弹性极限的显著差异是第一屈服平台形成的内在原因,该屈服平台的变形过程包括了孪生变形和弹性变形2种机制。利用研究结果能够很好地解释合金的形状记忆效应。     

超热氢交联技术对聚氯代对二甲苯膜表面润湿性的影响

为了解决聚氯代对二甲苯膜(PC膜)表面润湿性较差的问题,采用一种新的表面改性方法即超热氢交联技术(HHIC),引发亲水性高分子聚丙烯酸(PAA)在PC膜表面的接枝反应,从而提高其表面润湿性。实验采用接触角测试仪、傅里叶变换红外光谱(FTIR)、扫描电子显微镜(SEM)和紫外可见光分光光度计对HHIC改性前后薄膜的润湿性、表面化学结构、表面物理形貌、薄膜透光率的变化进行了表征。结果表明,HHIC改性能够在PC薄膜表面有效地接枝具有极性官能团的PAA分子,导致改性后PC膜表面的接触角由最初的84°下降到23°。除此之外,改性后PC膜的透光率并没有明显下降,表明HHIC改性没有对PC膜本体造成物理性的破坏。     

U-10Zr/Zr-4合金界面的微观结构及生长动力学研究

Zr-4合金包壳包覆的U-Zr合金有望发展成为水冷反应堆的金属型核燃料。而燃料与包壳材料之间的相容性是反应堆安全运行的关键,但是,关于U-Zr合金燃料与Zr-4合金包壳材料界面元素扩散和反应的研究很少。为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580-1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的相容性。δ-UZr₂层和厚约20nm的富铀层形成于热压扩散法制备的样品界面。测量了合金界面扩散系数常数和扩散激活能,分别为4.23(±0.63)×10^-6 m²/s和160.73(±1.67) kJ/mol。结果表明U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶的扩散系数大于U-Zr合金的,特别是在低温段。     

基于EJ299-33A探测器的核材料时间关联测量系统的时间分辨

n-γ的时间关联测量可提取核材料的质量、增殖因数，其中时间分辨是表征关联精度的1个重要指标。本文基于数字化数据获取与处理方法，对具有n-γ甄别能力的塑料闪烁体EJ299-33A探测器组成的核材料时间关联测量系统的时间分辨进行研究，采用⁶⁰Co与²²Na γ源进行了对比测量，分析了源对本征时间分辨的影响，进一步通过离线的条件加载反演，给出时间分辨的等效电子能量阈值依赖关系。通过对²⁵²Cf自发裂变时间关联谱的测量和解耦，讨论了时间分辨对不同符合事件的影响。结果表明：系统时间分辨随阈值增加而减少，在阈值为230 keVee时采用⁶⁰Co测量的结果约为560 ps，可满足核材料快时间符合测量的精度要求，而在相同条件下，由于正电子湮没位置的不确定性和延迟符合的影响，²²Na源测量的时间分辨展宽至816 ps；裂变事件时间关联测量中n-n符合受时间分辨的相对影响小于γ-γ符合。     

Zr/Nb薄膜材料的制备及界面结构研究

通过直流磁控溅射法在单晶Si(100)基底上制备了Zr/Nb/Si薄膜材料。X射线衍射(XRD)研究表明Zr薄膜以多晶形式存在,而Nb薄膜则形成了(110)晶面择优生长。薄膜中Zr和Nb晶粒大小分别为14,6 nm。扫描电镜研究表明形成的薄膜表面平整光滑,没有微裂纹存在。扫描俄歇电子能谱及X射线光电子能谱的研究表明,Zr/Nb/Si薄膜样品具有清晰的界面结构。在薄膜表面形成了致密的氧化层物种,而在膜层内部少量氧则以吸附态形式存在。