Ag-In-Cd合金辐照后的微观组织变化

Ag-In-Cd合金在核电站压水堆控制棒中广泛使用,其辐照肿胀行为是评价Ag-In-Cd控制棒使用寿命的关键因素。本文通过制备不同成分的模拟合金,来模拟Ag-In-Cd合金在堆内辐照后的成分变化,分析合金的密度及微观组织特点。结果发现,当Ag含量低至77.5%(质量分数)时,合金会分解为fcc和hcp两相,fcc相中贫Sn高Ag,hcp相中富Sn低Ag。当Ag含量在55%~61%之间时,合金以hcp单相存在。由实测的密度拟合出了合金密度随成分变化的关系式。此结果对于理解和掌握Ag-InCd合金的辐照肿胀行为有重要意义。     

压力容器辐照计算方法在芬兰的发展

本文介绍了由芬兰研制开发的六角形堆芯几何的轻水堆压力容器中子辐照计算系统。进行了计算与实测的比较，在Ｅ≥２ＭｅＶ能量范围内，其结果符合得较好。     

堆内辐照过程中辐照靶件的核发热和传热研究

研究了辐照靶件在堆内辐照过程中的核发热和传热计算方法。温度的计算结果与实验结果符合良好。这表明：核发热和传热计算方法可为放射性同位素辐照生产和辐照安全提供重要参数和保证。     

^59Co靶芯体厚度优化计算

采用比黑度理论更精确的ＡＮＩＳＮ方法,对ＨＦＥＴＲ堆芯“夹层式”结构的＾５９Ｃｏ靶的芯体厚度进行了优化设计计算。结果表明：芯体厚度在２．５ｍｍ至３．０ｍｍ间有一个比较宽的活度峰,最大活度对应的＾５９Ｃｏ靶芯体厚度约为２．９ｍｍ。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。     

合金靶片辐照性能初探

为评估靶片制造工艺的可行性,将一些靶片放入反应堆中进行辐照考验。通过对靶片辐照前后性能,诸如外观、尺寸等的检测,初步确认,目前的靶片制作工艺可保证包壳层和芯体层结合良好,辐照不会对放射性气体的包容和靶片的操作产生不利影响。     

大功率电子辐照加速器扫描磁铁芯管的研制

扫描磁铁芯管的研制是大功率电子辐照加速器引出系统的关键技术之一,本文详细叙述了扫描磁铁芯管的选材、结构设计和加工工艺,并利用有限元方法对芯管壁面加强筋的形状及位置进行了优化,对芯管的焊接工艺进行了总结归纳,最终保证该芯管在大功率烟气脱硫加速器上使用时状况良好.     

陶瓷球床组件堆内辐照在线产氚物理计算分析

对陶瓷球床组件的堆内辐照情况进行物理计算分析有助于改进辐照装置的设计,完善辐照方案。按照堆内辐照陶瓷球床组件的实验技术要求,采用MCNP程序对陶瓷球床组件在不同孔道内的辐照情况进行了产氚量、产氚速率、发热量等计算。计算结果表明：采用天然丰度⁶Li的陶瓷球床组件在考验孔道内以半功率辐照能满足实验技术要求;如要采用满功率辐照,则需将组件中心位置提升至活性区中平面以上23 cm处。     

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。     

独立温度补偿型高温材料辐照考验装置设计研究

为实现材料堆内650±50℃的高温辐照考验,提高辐照温度的均匀性,进行了高温材料辐照考验装置的设计研究。通过筛选合适的材料进行辐照考验装置的加工制造,提高了辐照考验装置的耐高温性能。以条件辐照试验结果为基础,对辐照考验装置进行了热工分析,提出了阴阳面温度独立控制技术和阶梯间隙温度补偿技术,确定了辐照考验装置的关键尺寸,实现了650±50℃的辐照温度,减小了辐照温度的差异。     

反应堆控制棒材料Ag-In-Cd的热物理性能测量

采用示差法、示差扫描量热法、超声共振法和激光脉冲法,分别测量了Ag-15wt%In-5wt?合金在300℃以下的热膨胀系数、比热容、杨氏模量、热扩散率和热导率。测量结果表明:在20～300℃温度范围内,随着温度的升高,合金的线热膨胀系数增加,20～300℃合金的平均线热膨胀系数为23.2610-6℃-1;300℃以下,合金的比热容随温度变化不大,其平均比热容为0.2583J/g℃;合金的杨氏模量随温度的升高而下降,热扩散率和热导率随温度升高而升高,300℃时合金的杨氏模量、热扩散率和热导率分别为66.2GPa、0.30810-4m2/s和0.836 W/m℃。     

利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响

反应堆压力容器（RPV）作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分（Cu、Mn、Ni、Si、P）与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。     

Effects of Alloy Elements on Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steel: Insights from Neural Network Modelling

As one of the key components that can not be replaced in PWR, the safety and stability of reactor pressure vessel (RPV) steel determine the safety and economy of the reactor. The irradiation embrittlement of RPV steel is the limiting factors for the operation of PWR. The irradiation embrittlement of RPV steel is closely related to its alloy composition. Based on the machine learning method, the relationship between key alloy components (Cu/Mn/Ni/Si/P) and irradiation embrittlement of RPV steel was constructed. The results show that the relationship between the alloy composition and irradiation embrittlement is basically consistent with the traditional cognition. The irradiation embrittlement is sensitive to Cu content, and Cu-Ni has synergistic effect on irradiation embrittlement. In low Cu alloys, Mn-Ni and Ni-Si have synergistic effects on embrittlement.     

高温He离子辐照GH3535合金的损伤效应

采用500 keV的He离子在750 ℃下对GH3535合金样品进行辐照,然后利用掠入射X射线衍射（GIXRD）、透射电子显微镜（TEM）和纳米压痕仪分别对样品的氦泡和位错环辐照缺陷的演化及纳米硬度的变化进行了研究。结果表明,GH3535合金晶格辐照后发生了轻微畸变;离子辐照在样品中形成了大量尺寸为2～5 nm的氦泡和位错环。辐照产生的氦泡和位错环等缺陷在基体中钉扎位错,从而使材料产生了辐照硬化现象,样品硬度随辐照剂量的增加而增大。当辐照剂量达2×1016 cm-2时,辐照样品发生了明显的硬化饱和现象,利用Nix Gao模型计算得此时的硬化程度为64%。     

新型锆合金包壳材料商业反应堆辐照考验方案设计

对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节。相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低。本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考。     

锆合金辐照蠕变和生长的宏介观模型研究进展

锆合金作为核反应堆堆芯的主要结构材料之一,在服役过程中会发生辐照蠕变和生长行为,严重影响其使用可靠性。预测锆合金的辐照蠕变和生长是保障反应堆安全运行的关键。本文聚焦于两类锆合金构件,包括压水堆用锆合金包壳管及重水堆用Zr-2.5Nb压力管,分别从宏介观尺度详细综述了其辐照变形预测模型。针对适用于包壳管的宏观经验模型及介观力学模型,分别描述了两类模型的特征,重点介绍了介观力学模型的研究现状及最新进展,并对其未来的发展方向提出建议;针对适用于压力管的宏观经验模型,包括加拿大CANDU压力管辐照变形计算方程(简称C6方程)及秦山重水堆压力管辐照变形计算方程(简称秦山方程),分别描述了两类方程的具体形式,并介绍了C6方程国产化的进展。     

低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。