泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计

本文设计了在泳池式轻水反应堆（简称泳池堆）内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算，对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟，得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算，使用ANSYS CFX进行了数值模拟，得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度，并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造，并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘设计，将辐照装置与泳池堆之间进行绝缘。在线圈处预埋铠装热电偶，对线圈温度进行实时监测。在泳池堆内对电磁线圈进行辐照试验，结果表明，本文设计的辐照装置能满足电磁线圈在泳池堆孔道内进行辐照试验的要求，并可对电磁线圈进行实时温度控制。     

9Cr-1.5W-0.15Ta耐热钢电子束焊缝和搅拌摩擦焊缝组织性能比较

对9Cr-1.5W-0.15Ta耐热钢分别进行电子束焊和搅拌摩擦焊工艺试验，研究了不同焊接方法对焊缝微观组织及接头冲击韧性的影响规律. 结果表明，电子束焊缝由粗大的树枝状板条马氏体组成，且原奥氏体晶界处和晶内的析出相发生完全溶解；搅拌摩擦焊缝由细小且均匀的板条马氏体组成，晶界处的M₂₃C₆碳化物发生溶解，晶内球状MX相无明显变化. 由于形成大量的板条马氏体，电子束焊缝和搅拌摩擦焊缝硬度均显著高于母材. 不同焊接方法对其焊缝的冲击吸收功有着显著影响，电子束焊缝冲击吸收能量仅为母材的12.2%，而搅拌摩擦焊缝则表现出较好地冲击韧性，其冲击吸收能量为母材的90%.     

电子束光刻制备Au线栅阵列及表征

简单介绍了电子束光刻的优缺点及其在科研领域中展现的巨大应用潜力,重点阐述了如何利用基于扫描电子显微镜技术的电子束曝光工艺实现Au线栅阵列的制备,并得到了与实验设计周期和线宽相符的微结构。采用扫描电子显微镜和原子力显微镜对样片表面进行表征获得Au线栅的形貌和高度。通过测量接触角,获得了Au线栅的润湿特性。     

核聚变堆用钨表面超精密抛光的研究现状与趋势

钨作为未来核聚变堆中最有前景的面向等离子体材料,在反应堆工况下将承受高能粒子的辐照冲击。表面质量的好坏会直接影响材料的氢/氦滞留行为和辐照损伤程度,进而影响聚变堆的安全性和可靠性。现阶段,针对钨的抗辐照改性研究主要着眼于材料的成分、结构和组织设计,关于机械加工对材料表面抗辐照改性的研究甚少。文章聚焦前沿科学问题,从机械加工角度分析核材料领域科学问题,结合国内外相关研究成果及核聚变堆用钨(PFM-W)的机械加工现状,阐述了PFM-W表面超精密抛光的必要性。通过对比不同抛光方法,提出了磁流变抛光和力流变抛光是较为适合PFM-W表面超精密加工的观点,并对未来PFM-W表面超精密抛光研究趋势进行了分析,重点在抛光方法的探索以及抛光后材料表面质量对抗辐照性能影响的研究。     

电子束曝光机激光工件台系统研制

介绍了nm级电子束曝光机激光定位精密工件台系统的结构组成、各部分技术措施及总体性能指标。该工件台采用HP5527激光干涉测量系统,测量分辨率达0.6nm,结构上成功将导向与承载分离,对承片台、机械手等进行重大创新。无论是整机性能还是关键技术单元均处于国内领先水平,是一台性能优良、高精度的电子束曝光机工件台。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E＞1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年.