低能电子辐照对环氧树脂性能的影响

为了研究低能电子辐照对环氧树脂的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度和官能团结构的影响,本文在电子辐照能量为30 keV,注量率1×10¹¹ cm^-2•s^-1,总注量为1.6×10¹⁴ cm^-2,真空度10^-6 Pa条件下,结合国家标准对辐照前、后环氧树脂材料的机械性能和结构进行表征。结果表明,辐照后环氧树脂材料的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度等宏观物理性能均有下降。傅里叶红外光谱图显示环氧树脂主要官能团强度降低,产生的•H、•OH等自由基与聚合物分子上的羟基与氢结合。研究结果对环氧树脂材料在辐射环境中的使用具有重要意义。     

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。     

中子辐照对15MnTi钢力学性能影响

通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×10~(18)cm~(-2),获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明,中子辐照导致15MnTi钢母材、热影响区韧脆转变温度上升,其中母材增幅较热影响区大,但冲击功上平台变化不大;15MnTi钢母材屈服强度、拉伸强度上升,其中室温屈服强度变化大,高温拉伸性能变化不明显。     

基于多模式扫描探针显微镜技术分析碳化硅的辐照损伤

本文在600℃对6H-SiC进行了He~+辐照实验,离子辐照能量为100 keV,剂量为5×10~(15)ions·cm~(-2)、1×10~(16)ions.cm~(-2)、3×10~(16)ions.cm~(-2)和8×10~(16)ions·cm~(-2)。本文采用多模式扫描探针显微镜技术,包括轻敲模式原子力显微镜、纳米压痕/划痕和导电模式原子力显微镜技术对样品辐照前后的表面损伤进行了分析。结果表明,随辐照剂量的增加,样品表面粗糙度逐渐增加,表面硬度逐渐下降。导电模式原子力显微镜能清晰地观测到样品表面氮泡分布形态,进一步说明材料表面的肿胀是由材料内部高压氮泡产生的。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT-21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,〔Cl~-〕≤0.1×10~(-6),〔Cu~(2 )〕≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5a,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21     

实验快堆发展计划中包壳材料轻离子辐照损伤探讨

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10~(23)n/cm~2的快中子辐照,相当于100～120 dpa。在超过空洞孕育期(～10~(22)n/cm~2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。对快堆     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT—21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,[Cl~-]≤0.1×10~(-6),[Cu~(2 )]≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5年,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21铝合金的均匀腐蚀速率≤1μm·a~(-1),点腐蚀轻微,5批样品的腐蚀氧化膜厚度分别为3.1,5.7,5.5,10.0,12.5μm。     

热中子辐照提高YBCO和GdBCO超导材料Jc的研究

利用重水反应堆水平孔道热中子对熔融织构生长(Melt-Textured Growth)的YBa_2Cu_3O_(7-y)和GdBa_2Cu_3O_(7-y)超导材料进行辐照研究。前者共8个样品,热中子注量为3.7×10~(11)-1.4×10~(17)cm~(-2);后者共6个样品热中子注量为5.2 ×10~(13)-4.7×10~(16)cm~(-2)。样品辐照前后,用移动样品磁强计测量其磁滞回线并推算出临界电流密度进行比较。YBCO结果表明,当热中子注量大于10~(17)cm~(-2)时,J_c可增加一倍以上。GdBCO样品也有明显增加。在上述热中子注量范围内,J_c值增量随辐照注量增加而增加,并且高场时增加值比低场时更大。这可能是由于随着辐照注量增加,缺陷增多,钉扎中心密度增加,两钉扎中心的相对距离减小。这更有利于高场下的钉扎作用。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

离子辐照GaAs的光致发光和拉曼散射研究

利用250 keV质子和4.5 MeV氪离子(Kr17+)辐照未掺杂GaAs,注量分别为1×10~(12)-3×10~(14) cm~(-2)和3×10~(11)-3×10~(14) cm~(-2),使用光致发光谱和拉曼散射谱分析表征。发光谱的结果表明,随着剂量增大,质子辐照后的CAs峰及其声子伴线逐渐减弱,913 nm处的复合缺陷峰则先增大后减小,此峰与材料制备时的Cu掺杂无关。Kr离子辐照后本征发光峰则完全消失。拉曼散射谱的结果表明,相比于质子辐照,Kr离子辐照后LO声子峰峰位向低频方向移动,出现非对称性展宽,晶体结构发生明显改变。质子和Kr离子辐照效应的差异是由于移位损伤相差至少三个量级造成的。最后采用多级损伤累积(Multi-step damage accumulation,MSDA)模型得到了材料内缺陷的演化过程,并很好地解释了随损伤剂量增大GaAs光学性能及晶体结构的变化趋势。     

中子活化法测定硅中注磷剖面分布

本文对不同注磷能量和不同剂量(5×10~(14)～1×10~(16)/cm~2)的硅片进行了中子活化分析,测定硅中磷的剖面分布、注入剂量及其射程,方法测量下限为4×10~(10)g。 1.实验部分 1).试样辐照和退火 注磷硅片经酒精清洗后包于铝箔中。硅片与磷标准置于中子通量为7×10~~(13)n/cm~2·s的反应堆中辐照50小时,冷却14天。经过堆中子辐照后的注磷硅片置于管形炉中,在700°～900°e     

中国先进研究堆（CARR）环境影响研究

该工程为建造一座反中子阱型堆芯、核功率60MW的先进研究堆,堆芯中子阱内最大热中子注量率1.2×10~(15)cm~(-2)·s~(-1),重水反射层最大未扰热中子注量率峰值为8.3×10~(14)cm~(-2)·S~(-1)。该堆属中国原子能科学研究院新建的核设施之一,有关放射性三废处理、环境监测等均依托本院现有和在建的设施,与中国实验快堆等工程一并进行统筹安排,以满足国家核安全和环境保护法规的要求。     

利用HFETR制备高比活度锶-89溶液

通过高通量工程实验堆(HFETR),利用核反应~(88)Sr(n,γ)~(89)Sr制备高比活度~(89 )SrCl_2溶液,用于骨转移癌的治疗。以高纯富集~(88)SrCO_3为靶料,在热中子注量率约2×10~(14 )n·cm~(-2)·s~(-1)条件下辐照56d,经溶解、过滤,制得无色澄清的~(89 )SrCl_2溶液,~(89 )Sr比活度7.77×10~9～1.08×10~(10 )Bq·g~(-1),活度浓度3.59×10~8～1.21×10~(9 )Bq·mL~(-1),γ杂质含量0.11%～0.14%,铝含量小于2μg·mL~(-1)(活度浓度换算为7.4×10~(7 )Bq·mL~(-1)时),明显优于《中国药典》指标。~(89)SrCl_2溶液经检验,满足行业要求,可用作生产~(89)SrCl_2注射液的原料。本研究完成单次7.4×10~(10 )Bq级高纯度和高比活度~(89)Sr制备装置研发,对医用同位素产品国产化具有重要意义。     

国产RPV钢质子辐照的巴克豪森噪声研究

采用240 ke V质子对国产反应堆压力容器(RPV)钢试样进行辐照。辐照注量为0.25×1017~5×1017cm-2(对应位移损伤量0.05~1 dpa)范围。对辐照试验分别进行巴克豪森噪声(MBN)检测和辐照样品的显微硬度测试,研究MBN信号与辐照注量和力学性能之间的关系。结果表明:MBN信号对辐照缺陷非常敏感,随着辐照损伤量增加MBN信号先快速降低,随后又开始升高,并在0.3~1 dpa区间变化趋于缓和。上述变化主要归因于材料内部磁畴壁与质子辐照缺陷的相互作用。显微硬度测试表明:质子辐照后材料呈显著的辐照硬化趋势;同时通过显微硬度与MBN信号对比发现,MBN信号与显微硬度存在显著的线性关系。     

聚硅氧烷改性氧化石墨烯的辐射制备及其在导热硅橡胶中的应用研究

将氧化石墨烯和乙烯基三乙氧硅烷(TEVS)混合液进行γ射线辐照处理,制备聚硅氧烷功能化的改性氧化石墨烯(GO-Si),并通过红外光谱(FT-IR)、拉曼光谱(Raman)表征分析GO-Si的结构。在辐照时,随着吸收剂量增加,聚硅氧烷的接枝量也随之增加;由于TEVS的接枝聚合,GO-Si表面的聚硅氧烷含量明显提高。将GO-Si和羟基硅油共混,制备室温固化的硅橡胶/改性氧化石墨烯复合材料(SR/GO-Si),与未改性氧化石墨烯(GO)相比,GO-Si与硅橡胶基体相容性更好,分散更加均匀。对SR/GO-Si和纯SR的力学性能、导热性能和辐照效应进行对比分析,结果表明,GO-Si的引入可以明显提高复合材料的综合性能,导热系数从0.13 W·m~(-1)·K~(-1)提高至1.1 W·m~(-1)·K~(-1),拉伸强度提高了149%。在90 kGy辐照条件下,GO-Si的引入对复合材料的辐照效应起到积极作用,提高了拉伸强度和硬度,SR/GO-Si有望在低剂量辐射环境下作为电子封装热界面材料使用。     

不同能量和注量电子辐照对InP HEMT材料电学特性影响

本文采用气态源分子束外延法(GSMBE)制备了匹配型InGaAs/InAlAs磷化铟基高电子迁移率器件(InP HEMT)外延结构材料。针对该外延结构材料开展了不同能量和注量电子束辐照试验,测试了InP HEMT外延结构材料二维电子气（2DEG）辐照前后的电学特性,获得了辐照前后InP HEMT外延材料二维电子气浓度和迁移率归一化退化规律,分析了不同能量和注量电子束辐照对外延材料电学特性的影响。结果发现：在相同辐照注量2×1015 cm-2条件下,电子束辐照能量越高,InP HEMT外延材料电学特性退化越严重;15 MeV电子束辐照时,当辐照注量超过4×1014 cm-2后,外延材料电学特性开始明显退化,当电子辐照注量达到3×1015 cm-2后,外延材料电学特性退化趋势减弱趋于饱和。产生上述现象原因如下：电子束与材料晶格发生能量传递,产生非电离能损(NIEL),破坏晶格完整性,高能量电子束具有较高的非电离能损,会产生更多的位移损伤缺陷,导致InP HEMT外延材料电学特性更严重退化;InP HEMT外延材料电学特性主要受沟道InGaAs/InAlAs异质界面能带结构和各种散射过程影响,随着电子辐照注量的增加,位移损伤剂量增大,辐射损伤诱导缺陷会在沟道异质界面处集聚直至饱和。     

RAFM钢中H+辐照空位型缺陷的慢正电子束研究

为研究低活化铁素体/马氏体(Reduced Activation Ferritic/Martensitic,RAFM)钢的辐照损伤机理,利用慢正电子技术研究了H~+辐照RAFM钢时所产生的空位型缺陷及其对于材料微观结构的影响。H~+能量和剂量分别为100 keV和1×10~(15)cm~(-2)、1×10~(16) cm~(-2)、1×10~(17)cm~(-2)。慢正电子束多普勒展宽测量结果可得,S参数随着剂量的增大而增大,W参数呈现正相反的趋势。样品中主要辐照区域为142～348 nm,此范围内有大量缺陷产生,辐照产生的主要为空位型缺陷,其中多为氢-空位复合体缺陷,辐照缺陷的浓度随着H~+剂量的增大而增加。空位型缺陷的尺寸大小也随着辐照剂量的增大而有所变化,辐照剂量达到10~(17)cm~(-2)时,S-W曲线斜率发生变化,故辐照缺陷类型发生明显变化,有较大尺寸的缺陷产生。     

易水湖水下天然中子测量

使用研制的以球形3 He正比计数器为中子灵敏元件的水下中子测量装置对易水湖水下1~25m范围内不同深度处的天然中子进行了测量,并结合相应的蒙特卡罗模拟,获得了易水湖水下不同深度处的低能天然中子产生速率和注量率随湖水深度的变化规律。结果表明:在易水湖水面下方1~10m范围内,低能天然中子产生速率c(cm~(-3)·s~(-1))随深度h(cm)呈指数规律下降,关系式为c=2.7×10~(-5)e~(-0.005 7h),10m以下的变化较为平缓。根据测量结果外推,在易水湖水面附近,水中低能天然中子的产生速率约为2.7×10~(-5) cm~(-3)·s~(-1)(或2.7×10~(-5) g~(-1)·s~(-1))。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E1 MeV)注量为3.0×10~(19)cm~(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT_0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_(T0)代替RT_(NDT)作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。