304NG不锈钢均匀腐蚀性能研究

用MARS循环腐蚀回路对304NG不锈钢进行了1500h的循环水腐蚀考验,对均匀腐蚀速率进行了定量评估。试验结果表明:在模拟核反应堆一回路循环水条件下,304NG控氮不锈钢板材、锻件的均匀腐蚀速率为1.40mg/(dm2ˇ30d)和1.91mg/dm2(dm2ˇ30d),0Cr18Ni10Ti不锈钢板材、锻件的均匀腐蚀速率为4.44mg/(dm2ˇ30d)和4.65mg/(dm2ˇ30d),304NG控氮不锈钢的均匀腐蚀速率低于0Cr18Ni10Ti不锈钢。     

国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.     

选区激光熔化成形的304L不锈钢的Xe离子辐照损伤研究

采用5 MeV的Xe离子在550℃对选区激光熔化成形(Selective Laser Melted,SLM)的304L不锈钢进行辐照,通过透射电子显微镜(Transmission Electron Microscopy,TEM)和纳米压痕仪分别研究了该材料辐照前后的微观结构和纳米硬度的变化,并在相同实验条件下与传统工艺...     

奥氏体304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀行为

研究了304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和元素成分分布。实验结果表明,在550℃/25MPa的超临界水中腐蚀1000h后,304NG不锈钢显示出优越的耐腐蚀性能,其均匀腐蚀增重速率仅为0.01299mg•dm^-2•h^-1。304NG不锈钢在超临界水中形成均匀致密、但带有疖状腐蚀的双层氧化膜,厚度约为2.0μm,内层氧化膜致密而富Cr和Ni,外层氧化膜疏松而富Fe。     

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。     

纳米晶Al的快中子辐照效应研究

采用真空热压技术将自悬浮定向流法制得的纳米Al粉压制成平均晶粒尺寸约为120nm的块体,并对其进行了注量为1.9×1012~7.2×1014 cm-2的快中子(E1 MeV)辐照。通过X射线衍射(XRD)分析、扫描电子显微镜与能谱(SEM-EDS)分析和显微硬度测试研究了快中子辐照对纳米晶Al的微观结构和显微硬度的影响。研究结果表明:快中子辐照同时造成了纳米晶Al的平均晶粒尺寸增大和显微硬度提高。随快中子辐照注量的增大,纳米晶Al的平均晶粒尺寸和显微硬度分别增大了2.09%~9.09%和3.54%~4.37%。纳米晶Al的平均晶粒尺寸的增长率随快中子注量的增加而增大。     

国产改进型不锈钢的辐照损伤随辐照温度变化研究

不锈钢常用作散裂中子源的靶结构材料。散裂中子源系统是ADS系统中的重要组成部分之一，为驱动次临界装置提供源中子。在ADS散裂中子源系统中，不锈钢(S．S．)用于束窗及靶材料，材料将受到高能、高强度的质子或／与中子辐照，年积累位移损伤剂量可达几百dpa。不锈钢的辐照损伤与辐照温度及剂量有关。     

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。     

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

为评估快堆结构材料的辐照损伤,本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案,分析探测片特性和反应道截面,选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱,并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算,同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明,本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内,符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系,对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。     

聚变驱动次临界堆第一壁材料辐照损伤的初步研究

介绍了中子对材料的辐照损伤原理及化合物原子平均离位(DPA)截面计算方法;使用辐照损伤计算程序SPECTER计算了聚变驱动次临界堆(FDS-I)第一壁材料CLAM钢的辐照损伤参数,并将CLAM钢的辐照损伤计算结果与相同条件下316SS、SiC等聚变堆结构材料的计算结果进行了比较.     

304NG在超临界水中的腐蚀增重随温度的异常关系

研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和成分分布。实验结果表明,试样在3种不同温度下经1000h腐蚀实验后的增重均符合幂函数规律,但650℃时的腐蚀增重与600℃时的相比大幅下降,其主要原因为在较高温时,Cr的扩散速度快,试样表面氧化膜能够维持保护性从而使疖状腐蚀分布数量减少所致。     

国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应

介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料316不锈钢(316SS)经650℃高温、积分中子注量3.1×1021n/cm2(En>0.1MeV)的辐照概况,以及辐照后在650℃与室温下的拉伸力学性能试验和金相检查的结果及评述。     

Effect of High Heat Flux Irradiation by High Power CO2 Laser on Fatigue Characteristics and Fracture Behavior of Stainless Steel

High power CO₂ laser beam was used to simulate high heat flux on a plasma disruption. Fatigue strength and fracture toughness were examined in order to estimate the extent of degradation due to the melted layer, which was the region melted and resolidified in the course of transient high heat flux. The materials were austenitic stainless steels SUS316 and SUS304. Fatigue strength of the irradiated specimen was notably reduced because of the macrodefects on and just below the top surface of the melted layer. However, fracture toughness of the irradiated specimen was not reduced at all. It is considered that melting and resolidification in SUS316 and SUS304 due to high power CO₂ laser beam did not necessarily bring about the degradation of their material strength in the internal part of the melted layer.     

电子束辐照对医用一次性防护服材料断裂强力的影响

消毒灭菌是医用一次性防护服（简称医用防护服）生产过程中的重要环节,相比传统环氧乙烷灭菌,辐照灭菌更快速高效。由于医用防护服的防护性能有严格的标准要求,其材料的辐照效应具有重要研究意义。采用电子束加速器分别对聚丙烯（PP）、聚酯纤维（PET）、特卫强（Tyvek）3种材料的医用防护服样品进行不同吸收剂量的辐照处理,并进行不同时间的老化试验。针对GB 19082-2009中与辐照效应相关的主要性能指标进行测试。结果表明,50 kGy以下吸收剂量的电子束辐照对上述3种材料医用防护服的抗渗水性、抗合成血液穿透性、过滤效率等性能影响较小,但对PP和Tyvek材料的医用防护服断裂强力影响较大。通过双因素方差分析研究辐照和老化两种因素对上述3种材料医用防护服断裂强力影响的显著性。结果表明,吸收剂量和老化时间分别有不同的影响,其中吸收剂量对PP材料医用防护服样品断裂强力影响最显著。经验证,提升PP材料医用防护服的初始断裂强力,可使其辐照后性能满足标准。     

Surface Irradiation Damage of 316 Stainless Steel,Vanadium and Molybdenum by Helium Ion Bombardment

Molybdenum, V and 316 stainless steel were irradiated with 50~150 keV He ions at the temperatures between 413 and 1,298K for total doses ranging 1× 10²²~10ײ³ m^?2, and the characteristics of the surface damage were compared. Severe exfoliation was observed in all of these materials for the irradiation at 413±110 and 748±25K. The number of exfoliated skins was larger than that in literature, and increased nearly in proportion with the total dose. It increased in the order Mo<316SS<. When the dose was low, the amount of erosion increased rapidly with total dose, but tended to be saturated for higher doses than 3×10²² m^?2. It increased in the order Mo<V<316SS at 413±110K, while in the order 316SS<Mo<V at 748±25K. At higher temperatures than 923 K, blisters and porous surface were formed and the exfoliation of skins ceased. The amount of erosion increased with increasing incident ion energy in the energy range between 50 and 150 keV at 413±110K for a total dose of 1×10²² m^?2.     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。     

生防菌BJ1离子辐照突变高效菌株筛选及对黄瓜枯萎病的生防效果

枯草芽孢杆菌BJ1是一种在真菌病害防治中发挥重要作用的生防因子,为进一步提高它的抑菌能力,获得生防效果更好的高效菌种,利用不同能量和剂量的12C6+对生防菌BJ1进行了离子辐照处理。研究结果表明:离子辐照生防菌BJ1的最适宜剂量为200~400 Gy,传能线密度(LET)为60 keV/μm;突变菌株的抑菌能力比BJ1提高了2%~21%;不仅防病效果比BJ1提高了17.48%,而且对植物具有更好的促生长作用。