氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发,研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型和光学模型给出的频谱分布,用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。     

基于第一性原理的氢化锆热散射律计算分析

声子态密度是计算热散射律数据的基本参数。氢化锆（ZrHx）中含氢量的变化会导致晶体结构的变化,进而影响其声子态密度。国际上一般通过拟合实验数据获得ZrHx中氢的参数化的声子态密度,不能体现氢化锆真实的晶体结构。本文基于δ-ZrH1.5和ε-ZrH2,采用第一性原理计算了ZrHx中氢的声子态密度,研究分析不同方法获得的声子态密度对热散射截面的影响,以及对含氢化锆的TRIGA反应堆的反应性的影响。数值结果表明,与ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3评价核数据库中的声子态密度模型相比,用第一性原理计算得到的声子态密度模型能产生更精确的热散射截面,且显著提高TRIGA反应堆反应性计算的精度。     

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.     

用碳化锆细化晶粒制取大块氢化锆

一、前言氢化锆具有良好的核特性:中子与束缚于锆晶格中的氢碰撞时,是按量子化的hv=0.137 eV一份一份地交换能量的。低于0.137 eV的中子不但不失去能量,而且得到一份能量,其几率正比于exp(-hv/KT)。温度T越高,越容易得到能量。从而使氢化锆具有很大的负反应性温度系数,成为良好的固体慢化剂。铀锆合金也可用制备氢化锆基本相同的方法,制成铀氢锆元件。这种元件中,燃料温度的变化与慢化剂的温度变化是“同时”的,使得这种元件的负温度系数是瞬发的。因而用这种元件制成的反应堆具有固有的安全性并能脉冲运行,在科研和同位素生产中得到了日益广泛的应用。     

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。     

用核噪声方法测量氢化锆零功率堆的瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是反应堆的重要动态参数,由次临界和临界状态下的瞬发中子衰减常数可以刻度出反应堆的次临界深度。在瞬发中子衰减常数的测量中,脉冲中子源方法是经常使用的非常成熟的方法。本文叙述另一种方法——核噪声方法测量瞬发中子衰减常数,这种方法使用中子探测器,探测堆内中子水平的涨落,通过对中子涨落信号的分析处理,导出瞬发中子衰减常数α。与脉冲中子源方法相比,核噪声方法的优点是测量方法简单,只需在反射层内放置中     

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。     

核子-核和核-核散射的微观光学势

在Dirac Brueckner Hartree—Fock（DBHF）方法的理论框架内，研究了核子一核散射的相对论微观光学势。不对称核物质中核子自能的实部用G矩阵计算，而自能的虚部从极化图获得。对有限核的光学势在定域密度近似下，通过不对称核物质中的核子自能来导出。将这样的微观光学势应用于核子。稳定核散射和核子有效质量的研究，发现与实验数据的符合是令人满意的。     

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     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序开发

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。     

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。     

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。     

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。     

Zr-Sn-Nb中氢化锆的电子背散射衍射研究

用电子背散射衍射(EBSD)方法研究了再结晶Zr-Sn-Nb合金中氢化锆的析出行为.结果表明,晶内或晶间析出的氢化物的最常见的晶体学惯习面是相同的,即{0001}α//{111}δ,而{10 17}α//{111}δ这种取向关系只在晶间析出的径向氢化物中可以找到.当加载拉伸应力后,晶内氢化物倾向于在具有切向基极织构的晶粒内择优析出,而晶间氢化物倾向于在与拉伸轴垂直的晶面上择优析出.     

氢化锆固态零功率反应堆的物理计算

采用ＣＩＴＡＴＩＯＮ扩散程序，利用１２３群的ＳＣＡＬＥ－４５通用截面库计算氢化锆固态零功率反应堆的Ｋ＿（ｅｆｆ）、ι、β＿（ｅｆｆ）以及控制棒和安全棒的价值。将Ｋ＿（ｅｆｆ）、控制棒和安全棒的价值与实验测量值予以比较，两者符合较好。     

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.