锆的制取

在工业上采用两种方法——范阿盖尔法和克洛尔法——来生产金属锆。 利用以电流加热的炽热丝来分解四碘化锆的蒸气的方法可制取纯度极高的金属锆,制备时金属锆就沉积在炽热的丝上,在此反应中形成的碘在系统的另外一部分与未经纯化的锆起反应,因为这种方法要使用由其他方法获得的金属锆,对大多数工业     

锆铀合金氢化研究

锆铀合金通过氢化可制得U-ZrH_x燃料。合金中加入0.2—0.4wt%碳,有效地防止了燃料棒氢化过程中出现开裂的现象。氢化系统采用常压、高温、小流量的通氢方式,分级保温保压慢速冷却的氢化工艺及调整最终的氢化温度和压力,能够控制U-ZrH_x燃料的氢锆原子比H/Zr,以满足使用要求。     

氢化锆粉末质量控制

以氢化锆粉末制备过程为实例,根据产品制备过程中影响产品质量的潜在危险因素,通过从方法因素、人的因素、设备因素几方面制定针对性的质量控制方案和手段并切实执行,取得了100%的合格率。     

锆-铌合金的氢化

将锆-铌合金在880 ℃下氢化,然后辅以慢速冷却补充吸氢的工艺,最终可以实现氢化锆的H/Zr原子比达到1.80以上,并且无裂纹.在氢化过程中,原锆-铌合金中的铌以弥散小颗粒状的形式析出,并分散分布在氢化锆基体中;H/Zr原子比由最终停止氢化的温度和系统的氢气压力所决定;氢化时降温速度和氢气流量的控制对防止氢化锆的开裂起重要作用.X-射线衍射分析和金相观察表明,H/Zr原子比达到1.80以上的氢化锆为单一ε相,组织形貌呈平行条带状.     

氢化锆和钒的散射核

本文在简谐近似下给出晶体点阵动力学矩阵元的一般计算公式。用此公式计算了氢化锆和钒的声子谱,进而计算了它们的热中子散射能谱,并与实验进行了比较。     

氢化锆慢化介质中的热中子能谱

用多群扩散理论计算了氢化锆介质的热中子能谱,散射核的计算考虑了原子之间的角度力的影响。计算结果与实验作了比较。     

氢化锆零功率反应堆实验装置

本文介绍的零功率反应堆实验装置,活性区以氧化铀为燃料元件,以氢化锆,或氢化锆和水混合作慢化剂;其操纵保护系统充分考虑了零功率堆的特点,采用微型电机制成驱动机构,既安全可靠,又小巧轻便。     

20MnNiMo钢晶粒组织的细化

测量了正常热处理后20MnNiMo钢(反应堆压力容器用)原奥氏体晶粒及贝氏体束区的尺寸,并讨论了其控制因素。结果表明,低的铝含量会造成严重的混晶组织,快速冷却     

高效慢化材料氢化锆的研制

氢化锆作为一种新兴的屏蔽、慢化材料,由于ZrHx的氢含量高和密度较低,可作为空间核反应堆的中子慢化材料。俄罗斯已将其作为一种新型高效的屏蔽和慢化材料进行研究;日本已将其应用于MUTSU核动力船压力容器顶部和主屏蔽体之间的空隙处,它可以在220℃运行温度下保持良好的屏蔽效果。在我国研制的热离子核反应堆中子物理模拟实验样机中,固态氢化锆中子慢化剂圆盘是物理样机堆芯必不可少的部件,该材料部件的研制成功与否关系到整个热离子反应堆电源系统的发展。开展氢化锆慢化材料的研制不仅具有较高的研究和应用价值,而且具有较高的经济价值,市场应用前景广阔。中国核动力研究设计院已建立了完整的氢化装置及其检测系统,经过多年的研究实验,积累了大量金属锆及锆合金的氢化工艺的数据和经验,建立了一整套氢化锆工艺控制、成品检验的规程和相关企业标准。     

Zr-4合金的表面晶粒细化研究

通过超声喷丸在Zr-4合金表面获得细晶组织,采用金相显微镜、X射线衍射(XRD)以及场发射扫描电镜(FEG-SEM)观察处理前后锆合金的晶粒组织变化.结果表明,喷丸后样品从表面到芯部依次为:纳米晶(厚度约为60 μm)、超细晶(厚度约为160 μm)和原始组织.喷丸处理的晶粒细化机制为剧烈塑性变形.主要过程包括:孪晶、位错萌生-位错纠缠-晶粒分割-取向随机化.     

氢化锆高温抗氢渗透涂层研究

利用气固反应方法在锆、氢化锆表面制备厚为5～20 μm的抗氢渗透涂层.借助光学显微镜、扫描电子显微镜(SEM)对涂层进行形貌观察;由电子衍射能谱 (EDS)进行成分分析;用X射线衍射仪对涂层进行物相分析.分析结果表明涂层表面均匀、致密,厚度为20 μm左右;涂层中含有Zr、C、O、P等元素,且O有明显的扩散;涂层中存在具有致密结构的氧化锆、磷化锆等物相,可能还存在锆的碳化物相.     

铀氢化锆燃料特性（1）

本文评价了作为轻水堆燃料的两相氢化物U0.3ZrH1.6的相关特性。其中许多可用的数据来自于40多年前的空间核辅助动力源计划（SNAP）和过去30多年来为TRIGA研究堆储备的非常有限的数据。总结了其输运、力学、热传输和化学特性。氧化物燃料和氧化物燃料的一个主要区别是后者具有很高的热导率,这一特性显著降低了反应堆运行时的燃料温度,从而减少了反冲造成的裂变气体释放。但是,在氢化物燃料中观察到了铀原子周围形成空位所造成的早期异常肿胀。为了避免这种肿胀的产生,要求将燃料峰值温度限定在650℃左右（燃料开发者推荐的设计限值是750℃）。要满足此温度限值,需要用液态金属而不是氦气来填充燃料咆壳间隙。液态金属的热导率比氦气大100倍左右,因此前者对间隙厚度的限制不如后者严格,有可能通过选择足够大的初始间隙尺寸来有效推迟芯块与包壳的直接接触（PCMI）。填充液态金属使得燃料可以在现有的轻水堆线功率下使用而不会超过任何设计限值。氢化物燃料中的主元素氢在运行过程中的行为是发生氧化物燃料所没有的现象的根源。由于ZrHx中的氢有很强的热致传输能力（热扩散率）,燃料中氢在温度梯度下的再分配使H／Zr比发生变化,由最初的1．6变成了中心的1．45和边缘的1．70。因为氢化物的密度随H／Zr比的增加而降低,氢再分配的结果使得芯块内部为拉应力,而边缘为压应力。由此导致的燃料芯块边缘的压应力足以克服温度梯度造成的热膨胀引起的拉应力,从而防止了氧化物燃料中典型径向裂纹的出现。确定了数种辐照时H／Zr比的降低机制,第一种是燃料中的杂质氧从Zr向稀土元素氧化物裂变产物中的迁移;第二种是这些裂变产物金属氢化物的形成;第三种是作为H2逃逸到气腔中。对氢化物燃料制造方法的评估表明,即使是大规模地生产氢化物燃料,其制造费用也可能显著高于氧化物燃料。氢化物燃料的裂变产物肿胀率高（是氧化物燃料的3倍）,要求芯块包壳间的间隙要在300μm左右才能避免芯块与包壳的直接接触。     

锆的氢化可能使压力管破裂

【美国《核子周刊》1983年第24卷第39期第9页报道】象窗玻璃一样脆的锆的氢化物沙眼,可能是使安大略水电公司的皮克灵2号堆(重水堆)压力管破裂的原因。自1983年8月1日起该堆停止运行,估计至少停堆3到4个月。如果这些沙眼不是由于冶金上的异常,则该公司将不得不提前10年     

铀氢化锆燃料特性（2）

5液态金属填充氢化物和氧化物轻水堆燃料的比较表6给出了3种压水堆燃料元件的估算温度。两种氢化物燃料包括：一种是在芯块与包壳间填充氦气,另一种是填充液态金属（LM）。为便于比较,给出了常规氧化物燃料温度作为参考。     

用裂变径迹方法刻度氢化锆零功率堆的绝对热中子通量

一、引言在零功率堆上刻度绝对热中子通量,通常采用活化法,将薄的金箔或锰箔放到待测通量处,照射后用4πβ-γ符合装置测量箔片的活性,进而计算出绝对热中子通量。对于低     

氢化锆高温氢释放的阻止方法研究

氢化锆作为空间堆中的慢化剂,使用温度在650 ℃以上,H/Zr原子数比（H/Zr）在1.85左右的氢化锆会面临严重的氢释放风险,导致慢化能力下降,因而必须找到阻止其高温氢释放的方法。二氧化锆是一种潜在的阻止氢渗透的材料。通过设计氢释放对照实验,并利用X射线衍射（XRD）方法对氢释放实验前后氢化锆样品的H/Zr实现连续监测,验证阻氢方法是否有效。结果表明,在650 ℃下保温120 h,普通的氢化锆样品及预氧化的氢化锆样品均发生了较严重的氢释放,H/Zr从1.85下降到1.66附近,且后者表面处还生成了Zr₃O;而经过预氧化的氢化锆样品,在氦气和二氧化碳混合气氛下保温,其氢释放现象并不明显。由此可说明,氧化性的二氧化碳气氛能为二氧化锆提供支持,从而保证了较好的阻氢效果。     

氢化锆表面CO2反应层XPS分析

通过X射线光电子能谱分析了经过700℃加热前后的用CO2反应法制备的氢化锆表面反应层中一定深度(100nm、200nm和300nm)的C、O和Zr的化学态,并用相对灵敏度因子法对X射线光电子能谱分析结果进行了计算分析.结果表明:700℃加热前的膜层中含有C、O和Zr以及C-H键和-OH键;经过700℃加热以后,氢化锆表面氢渗透阻挡层中不仅有C-H键和-OH键,而且还出现了-COOH,与H结合的C、O量增大.     

氢化锆表面CO2反应层结构分析

利用CO2、P与ZrH2反应生成约3—5μm厚的薄膜,用扫描电镜对薄膜横截面进行形貌观察;用X光电子能谱和X射线衍射对反应层表面进行分析。分析结果证明,所得到的氢化锆表面反应层致密,与基体结合良好．具有阻挡氢的能力;反应层中含有Zr、C、O等元素;除baddeleyite结构的ZrO2以外．还有具有C—H键和O-H键的物质。     

氢化锆固态零功率反应堆及其应用研究

介绍了建于中国原子能科学研究院的氢化锆固态零功率反应堆。该堆采用氢化锆作慢化剂,有机玻璃作反射层,富集度为20％的U_3O_8为燃料。首次临界后,完成了物理特性和安全特性测量,证明它具有稳定性好、灵敏度高等特点。应用该堆成功地进行了人员培训,堆控仪表和实验仪器考验,以及某些应用的预先研究。显示出了它特有的优越性。