氢化锆与高温钠的相容性研究

在快堆设计和应用过程中,氢化锆是非常有用的慢化材料,但是关于氢化锆与高温钠相容性的研究报道较少,氢化锆与高温钠接触后长时间服役是否满足使用要求尚无数据借鉴,故本研究将在500℃、600℃和700℃下开展氢化锆与高温钠的相容性试验。另外,将表面制备有ZrO_2的氢化锆在650℃下进行钠相容性测试,以分析ZrO_2在高温钠中阻止氢释放的能力。结果表明:在500℃、600℃和700℃钠中,氢化锆表面均会形成ZrO_2氧化膜;氢化锆在500℃钠中的氢含量没有变化;氢化锆在600℃和700℃钠中试验120 h后,氢含量均出现明显的下降;在650℃下,氢化锆表面制备的ZrO_2氧化膜无法阻止氢气释放。在高温氢释放过程中,由于氢原子和氧原子的相对运动,ZrO_2/ZrH_(1.8)界面处的ZrO_2逐渐转变为Zr_3O。     

氢对核用锆合金力学性能的影响

锆合金因其低热中子吸收截面、优异的高温力学性能和耐腐蚀性能而被广泛应用于核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆芯结构材料。但反应堆运行期间锆合金吸氢将影响其力学性能,甚至导致其失效。本文从吸氢机制和吸氢后锆合金力学性能改变两个方面出发,概述了吸氢锆合金力学性能的变化规律。锆合金吸氢更多表现为力学性能的下降,包括拉伸性能、内压爆破性能、蠕变速率和疲劳寿命等;而固溶氢在某些方面上对锆合金表现出与氢化物不同的影响规律,被认为可以通过激活位错运动机制来提高合金的蠕变速率,延长疲劳寿命等,因此可通过控制锆合金中的氢含量而获得力学性能达到工业要求的合金。后续除完善现有实验数据外,有必要分别深入研究氢化物及固溶氢对锆合金力学性能的影响机制。     

中国实验快堆

中国实验快堆是８６３计划能源领域中的一个最重要的项目，本文对发展快堆的意义和中国实验快堆的作用作了论述，对我国快堆发展战略提出了建议，对实验快堆的设计原则和概念设计主要结果作了介绍，对实验快堆的安全性作了论证性说明。     

铀锆合金真空熔炼中铀挥发损失行为

铀锆合金熔炼中铀的挥发行为对控制合金成分及调控合金性能具有重要意义。应用热力学、动力学理论对金属铀及铀锆合金的挥发行为进行了研究,采用miedema模型对铀锆合金中铀活度系数进行了计算,并对不同温度、不同合金成分中铀的蒸气压、挥发速率变化规律进行了研究。结果表明,铀的挥发主要受熔炼温度及锆的含量影响。温度越高铀越易挥发,二者近似为指数关系,而锆合金含量越高,则铀越不易挥发,锆组元的加入有利于抑制铀的挥发损失。研究结果为后续工艺研究提供了参考依据。     

核工业用高性能锆合金的研究

介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果.我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金.新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金.     

二乙烯三胺五甲叉膦酸锆对铀吸附性能的研究

采用二乙烯三胺五甲叉膦酸(DTPMP)为有机膦源,以氧氯化锆(ZrOCl₂·8H₂O)为无机锆源,使用水热法制备了二乙烯三胺五甲叉膦酸锆有机杂化材料(Zr-DTPMP)。其后通过红外光谱、扫描电镜和X射线能谱等手段对不同膦锆配比下合成的有机-无机杂化材料进行了表征,同时将铀(Ⅵ)溶液初始pH、接触时间、铀初始浓度、温度和吸附剂投加量等作为影响因素对有机膦酸锆(Zr-DTPMP)对吸附铀(Ⅵ)性能的影响做出静态吸附法研究。结果表明:Zr-DTPMP的红外谱图中出现了P—O—Zr和C—P的伸缩振动,表明成功制备了有机杂化材料,且扫描电镜结果显示其表面具有丰富的孔结构。吸附后Zr-DTPMP的能谱图中出现了铀的能量散射峰,证实了Zr-DTPMP可去除水溶液中的铀(Ⅵ);在吸附实验中,Zr-DTPMP吸附铀(Ⅵ)的最佳条件为膦锆比为5∶1,pH=4.0,吸附平衡时间为360min,铀初始浓度为50mg/L,温度为298K,投加量为0.01g。     

锆合金中的氢化物脱附行为研究进展

锆合金因具有强的耐腐蚀能力、低的热中子吸收截面等特点而被广泛应用于核反应堆中。经过六十多年的发展,锆合金已由第一代锆-1合金发展至第二代锆-2、锆-4合金以及第三代的N36、ZIRLO、M05等。氢化物析出是造成核级锆合金力学性能变差的主要原因,氢主要来自于金属锆和水发生的腐蚀反应,它通过扩散运动进入金属基体,并滞留在基体中。锆合金中氢化物的种类及性质一直以来备受研究者们的关注。目前发现的氢化物有四种,但由于ζ-ZrH_(0.5)(bct)、γ-ZrH (fct)两种氢化物为亚稳态,且ζ相氢化物存在时间极短,现阶段的实验设备或实验方法无法在如此短的时间尺度上对其进行观察,因此大量关于氢化物的研究均集中于δ-ZrH_(1.4-1.7)(fcc)、ε-ZrH_2(fct)这两种稳定相上。锆合金包壳或结构件的工作环境均为高温,高温下基体中的滞留氢将发生脱附。在停堆及其他条件下吸收的氢超过极限固溶度后将以氢化物的形式析出,造成晶格畸变,而在高温时氢脱附使晶格畸变消失。此循环过程中,材料内部将逐渐累积大量微缺陷,加速材料老化。大量研究者均采用纯ZrH_2粉末样品研究氢的脱附行为,但实际服役的锆合金中还含有大量合金元素,合金元素的存在会影响氢的滞留状态以及脱附行为。因此以纯ZrH_2粉末样品中氢脱附温度的实验数据作为依据来判断锆合金的适用条件并不严谨,需研究不同种类锆合金中不同氢化物的脱附温度。热脱附谱(TDS)技术是研究金属及合金中滞留氢及其同位素的有效方式之一,但采用TDS设备测定锆合金中氢的脱附行为存在一定的局限性。此外,锆合金表面普遍存在一层氧化层,其会影响氢的脱附行为,在脱附过程中当氢扩散至氧化层时,氧化层中的氧将捕获部分氢原子形成氢氧键,使脱附量减少,同时滞后氢的脱附,使脱附温度升高。因此,实验数据上的脱附温度升高并不意味着基体内的氢化物实际脱附温度升高,只是氢向外扩散的过程受到了氧化层的阻挡,使脱附谱向高温方向移动。本文总结了氢化锆脱附行为的研究进展,分别对氢化物的结构、氢的来源、氢滞留量、TDS设备局限性以及氢化物脱附行为进行了介绍,指出了当前研究的不足之处,并展望了未来研究的方向。     

锆系Laves相贮氢电极材料的研究进展

锆系Ｌａｖｅｓ相贮氢电极材料具有电化学容量高、良好的高倍率放电性能、循环寿命长等优点，是一种具有广阔应用前景的新一代贮氢电极材料，本文对其研究进展进行了综合评述。     

碘坑仿真研究

进行了船用堆停堆后碘坑情况的仿真，并和点堆模型计算数据进行了对比．结果表明，用三维双群堆芯物理计算模型对碘坑下启动进行实时仿真，比采用点堆模型更能满足工程仿真的精度要求，适用于碘坑仿真计算．     

我国在高温气冷堆钍,铀燃料后处理技术上的研究与进展

对来我国在高温气冷堆铀、钍燃料后处理技术方面取得的进展进行了评述。较详细地报导了我国在石墨燃料球固定床连续燃烧、ＴｈＯ２燃料芯核加压溶解、分离钍、铀的单循环ＴＢＰ溶剂萃取流程以及在５０ｍｍ脉冲筛板柱上实现工艺条件下的流体力学及传质实验等关键技术上取得的突破。     

锆合金的低周疲劳特性

锆合金被普遍用做核反应堆中的燃料包壳和结构材料。在反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动．使燃料组件及其它构件发生循环变形，在极端情况下出现破损。本文概述了堆内包壳循环变形的特点，并分析了锆合金的循环变形行为，疲劳裂纹的形核与扩展，疲劳寿命及影响疲劳寿命的因素。     

锆粉体材料在现代电池中应用前景

本文简述了锆材料在镍氢电池中贮氢合金、隔膜纸;固体电解质电池以及固体氧化物燃料电池中的应用前景。介绍了锆英石生产氧氯化锆的常用方法和工艺流程,对国内唯一采用“自然结晶法“生产氧氯化锆的工艺(晶安高科)作了简介。综述了加钇氧化锆的研究现状。强调了锆材料在现代电池中将具有广泛的应用前景。     

钇离子注入对Zr-4合金水腐蚀抗力的影响

锆合金由于具有良好的核性能以及耐蚀性能,因而用于核工业.随着核反庆堆向高燃耗的发展,对锆合金的耐蚀性能要求越来越高.     

工业CT在铀氢化物密度测量中的应用

采用模拟试验的方法,对试样的铀床进行了重复的吸氢-释氢试验。通过测定已知密度标准试样(铀床壁为不锈钢)的CT值,建立CT值和密度之间的线性关系,测定铀床内铀氢化物的CT值,得到其不同截面的密度分布曲线。     

锆合金中的氢化物相及氢化物取向

作为核反应堆的燃料包壳,锆合金在水侧腐蚀的同时还因吸氢而产生氢化物,从而导致基体脆化和氢致延迟开裂等问题。本文综述了锆合金中的氢化物相和氢化物取向。重点讨论了γ相和δ相与锆及锆合金的晶体学取向关系,分析了织构、加工Q值、应力和退火温度对氢化物取向的影响,以及氢化物取向对锆合金力学性能的影响。同时概括了目前研究中存在的氢化物取向机理不明确、氢化物应力再取向机理存在争议等问题,指出了影响锆合金中氢化物取向的因素、氢化物与锆基体的晶体学取向关系、氢化物应力再取向机理等研究尚需进一步完善,此外,对于国产新型高性能锆合金氢化物的研究也有待深入开展。     

高熔点金属的粉末冶金

纯的化学活泼的高熔点金属(锆、铌、钒、铍)正广泛用作核反应堆“燃烧元件”包复層的防护材料。 锆:纯锆在8吨/公分~2压力及1300℃于真空下易于压制并烧结成致密的毛坯,其密度为6.2克/公分~3,硬度为94HRB。经烧结的锆可轧压至50％。 采用在制(?)上涂以薄的含锆粉末層,随后在970～1170℃于填空中加热的方法所制成的锆合金防护涂層,可防护铀γ射线。粉末锆合金同样可用作热挤压铀棒用尼木镍合金模具的涂層。采用高温钎焊法尼木镍合金板     

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiCf/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。     

氮化铀(UN)粉末合成工艺分析

氮化铀(UN)核燃料具有铀原子密度高、熔点高、导热性好、耐辐照、良好的液态金属相容性等特点,被认为是小型模块化反应堆及事故容错燃料的重要候选燃料.相对氧化铀核燃料,氮化铀燃料合成工艺复杂,制造及保存难度高,并且其性能随着合成工艺不同而有所差异,进而影响其在反应堆的服役性能.本文主要介绍了碳热还原氮化路线、金属氮化路线、铀氟铵化合物氮化路线、溶胶-凝胶法4种氮化铀合成工艺,并对各方法的原理、研究现状、优缺点等进行了分析,以期为氮化铀合成工艺发展提供参考.     

锆-2合金的熔炼、加工和机械性能

从已发表的一些著作中可知,锆及钛合金的性能在很大程度上决定于很多因素,例如熔煉条件,成份,热处理等等。 本研究所持的目的系检验不同作者公布之锆-2合金来数据的再现性。 大家都知道,锆作为反应堆的结构材料是起着重要,作用的。例如用于非均匀反应堆中铀棒的把手,均匀反应堆中的铀的容器,均可以由锆制成。除对慢中子有良好的有效截面值之外(俘获截面为0.18±0.01巴恩/原子)     

金属氢化物的新用途

最近，开发了一种将金属氢化物用来降低反应堆运转费的方法。目前，为了防止由于沸腾型反应堆的氧引起的裂缝和腐蚀，将氢注入管道中，未反应的氢就被抛弃了。而美国Ergenic公司开发的新技术，是通过金属氢化物，以85％的回收率将未反应的氢加以捕获。然后再循环使用。据称，若采用这种方法，则一座反应堆一年可节约30万美元的运转费。