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2MeV质子辐照对Zr-4合金显微组织的影响 总被引:3,自引:0,他引:3
通过密西根大学离子束表面改性和分析实验室的大束流加速器研究了Zr-4合金的质子辐照效应。结果表明:当原子离位损伤率约1×10-5 dpa/s,在350癈 质子辐照损伤分别达到2dpa、5dpa和7dpa时,辐照后位错环的密度分别为7×1021/m3、8×1021/m3、15×1021/m3,尺寸分别为7nm、11nm和11nm,表明位错环的密度和尺寸随质子辐照注量有增加的趋势。辐照前后的明场像、高分辨相和电子衍射花样均表明,在350癈 2MeV的质子辐照没有使锆4合金中的hcp-Zr(Cr,Fe)2和fcc-ZrFe2沉淀相发生非晶化转变。 相似文献
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利用2×6 MV串列静电加速器提供的1~10 MeV质子,开展了线阵电荷耦合器件辐射损伤效应的模拟试验和测量,研制了加速器质子扩束扫描装置及电荷耦合器件辐射敏感参数测量系统,建立了电荷耦合器件质子辐射效应的模拟试验方法,分析了质子注量、质子能量、器件偏置等对器件电荷转移效率和暗电流的影响。模拟试验结果表明,电荷转移效率随辐照质子注量的增加而下降,暗电流随辐照质子注量的增加而增大,在1~10 MeV质子能量范围内,质子能量越低,电荷转移效率的降低与暗电流的增加越显著。 相似文献
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国产Zr-Sn-Nb系新锆合金SZA-4和SZA-6是CAP1400大型先进压水堆包壳材料的主要候选材料,对其辐照性能的研究可为制备工艺改进提供科学依据。在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器辐照终端,在300 ℃温度下,用100 MeV的Fe束流对两种新锆合金包壳管材进行5 dpa剂量辐照。辐照前后的正电子湮没寿命测量表明:两种样品辐照前湮没寿命为Zr中单空位寿命,表明管材制备过程中最后的退火温度和时间尚未完全消除加工引入的缺陷;两种样品辐照后的正电子湮没寿命减小,分析表明这是由于辐照导致Fe在锆合金中重新分布,主要分布在bcc结构的β-Nb沉淀相颗粒与hcp结构的α-Zr基体之间具有开空间的相界,正电子被相界捕获,与周围Fe原子电子湮没,造成湮没寿命减小。 相似文献
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双极运算放大器的质子辐照效应 总被引:1,自引:0,他引:1
研究了OP-7双极运算放大器在8MeV,12MeV两种能量下的质子辐照效应及损伤特性,并通过对电路内部的损伤分析,探讨了各敏感参数和的变化规律,结果表明,由位移损伤和电离辐射损伤引起的晶体管增益衰降是导致运算放大器各参数变化的主要原因。 相似文献
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锆锡合金由于中子辐照而引起生长。生长量是锆锡合金材料的织构、辐照温度、快积分通量和冷作量的函数。在燃料组件结构设计中应给予足够的重视。 相似文献
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FeCrAl合金具有良好的抗高温氧化和力学性能,能够作为燃料包壳材料。为研究FeCrAl合金的辐照力学性能,开展了不同元素成分含量和2×1019 cm?2、8×1019 cm?2 2种中子注量辐照下的FeCrAl合金力学性能试验,并在室温和380℃下测试了FeCrAl合金的拉伸性能,获得了不同Cr和Al含量FeCrAl合金的抗拉强度和屈服强度,并研究了Al含量、Cr/Al含量配比及中子辐照对FeCrAl合金力学性能的影响。研究表明,FeCrAl合金强度随着Al含量增加大致呈增加趋势;经2×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度有较大提升;再经8×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度升高不明显。该研究结果为耐事故燃料(ATF)包壳材料的研发选型提供了重要的数据支撑。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(3):215-223
Sample of FeNi, FeNi: Cr, FeNi: Mo, and FeNi: Si alloys were irradiated by neutron beams in the vicinity of a 2 MW reactor core and their magnetic hysteresis curves, magnetic after effects as well as variations of magnetic permeability with temperature were determined. From these curves Curie temperature shift, spectrum widthk, and activation energy for self-diffusion of Fe and Ni atoms were obtained. The presence of Si impurities in the FeNi alloy produces a considerable attenuation in the vacancy supersaturation and the analysis of the spectrum width in this sample indicates that the defect structure due to neutron irradiations is more complex than that due to thermal effect. 相似文献
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对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特征:结果表明,当加热温度达到780℃或高于此温度时.Zr-Sn-Nb合金已进入α-β双相区;随着加热温度的增加,β-Zr相含量增多;加工后试样中的第二相粒子大部分为C14型六方结构的Zr(Fe、Cr)2Laves相,与Zr-4合金中第二相结构相同,点阵常数α=0.502nm、c=0.818nm。同时.还发现有少量C15型面心立方结构Zr(Fe,Cr)2Laves相,点阵常数α=0.716nm. 相似文献
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采用小尺寸三点弯曲试样完成了渗氢和未渗氢Zr-Sn-Nb合金母材和焊缝在室温和360 ℃下的疲劳裂纹扩展速率试验,研究了温度和氢化物对焊接薄板的疲劳裂纹扩展行为的影响。结果表明,腐蚀吸氢后,在母材和焊缝区均析出了呈水平向分布的片状氢化物。相比母材区,焊缝区析出的氢化物更为致密。在相同温度下,未渗氢母材的抗疲劳裂纹扩展性能均优于未渗氢焊缝。腐蚀吸氢后,母材在相同温度下的抗疲劳裂纹扩展性能也优于焊缝。在室温下,腐蚀吸氢后的母材和焊缝的抗疲劳裂纹扩展性能相比吸氢前明显下降。360 ℃下,渗氢母材和焊缝中的氢化物部分溶解,使得其抗疲劳裂纹扩展性能得到一定程度提升。 相似文献
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介绍了15MnTi钢的母材,焊缝及其热影响区在不同注量的快中子辐照后,材料的机械性能变化的情况,根据试验结果表明,辐照温度为50℃,快中子注量在1.0×10^18cm^-2到6.0×10^18cm^-2之间,15MnTi钢的脆性转变温度增量△Tcv与积分快中子注量的经验关系公式。 相似文献
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以中国第Ⅱ号快中子脉冲反应堆(CFBR-Ⅱ)为试验平台,采用高功率稳定和多注量点拟合的试验方法测定了典型硅整流二极管的中子辐照实验损伤常数,验证了硅整流二极管的中子辐射损伤规律。试验结果表明:以正向压降为观测效应参数的硅整流二极管对于CFBR-Ⅱ堆泄漏中子能谱的试验损伤常数在3~4×10-15 V.cm2范围,硅整流二极管正向压降随中子注量的变化近似遵从指数增长规律。 相似文献
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分别采用1 045 ℃/40 min 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 40%冷加工 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h工艺,将Zr-Sn-Nb新锆合金加工成厚度为1.4 mm的试样,用透射电镜观察它们的显微组织,对各种条件处理的试样进行拉伸性能研究.结果表明:在本试验所有的形变和热处理中,1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h处理的样品的拉伸性能最好,这归因于经此工艺处理后的析出相细小、弥散、均匀分布,使材料得到第二相较理想的强化效果. 相似文献
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采用Zr-Sn-Nb合金薄片漏斗试样,完成了室温和500℃高温下的低周疲劳试验,提出基于漏斗根部节点轴向应变的疲劳损伤等效假设。根据有限元分析,建立了Zr-Sn-Nb合金室温和高温下薄片漏斗试样测试应变到漏斗根部轴向应变的转换模型。结合低周疲劳试验结果,建立了在室温和500℃高温条件下用于估算Zr-Sn-Nb合金疲劳寿命的Manson-Conffin模型。结果表明:Zr-Sn-Nb合金具有循环稳定性;高温严重影响了Zr-Sn-Nb合金低应变幅下的疲劳寿命,随着应变幅的增加,温度影响趋弱。 相似文献