国产A508-3钢辐照性能

反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平（约10×10¹⁹ cm^-2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T_41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。     

不同方法评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较

采用示被冲击试验及预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样，通过几种不同的单试样试验方法对核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性进行了评定，比较了各种方法的优缺点。研究载荷能量法过高地评定了材料的动态裂韧性值；而柔度变化度法的评定值则过低，断口延伸带宽度测试法的评定结果具有较大误差，且试验过程复杂，成本较高；能量修正法是一种方便而精确的评定核压力容器钢动态断韧性的单试样方法。     

基于小冲杆实验方法的国产A508-3钢辐照前后的断裂韧度测定

建立了辐照前国产A508-3钢断裂韧度和小冲杆实验冲压断裂能之间的线性关系,利用该关系和辐照后小冲杆实验冲压断裂能计算得到了辐照后材料的断裂韧度。用Master曲线方法分别处理中子辐照前、后材料的断裂韧度实验数据,得到参考温度t₀。     

载荷分离法对国产A508-Ⅲ钢断裂韧性的适用性测试

利用载荷分离规则化方法对国产A508-Ⅲ钢1/2T-FFCT试样的断裂韧性进行了测试,得到了国产A508-Ⅲ钢的J-R阻力曲线及断裂韧性JQ值,并采用ASTM E1820及GB/T21143标准对结果进行了判定;同时对其中一个辐照后参考转变温度(T_0)测试的断裂韧性数据采用规则化法进行了处理,研究了载荷分离法对国产A508-Ⅲ钢的断裂韧性测试的适用性。     

CARR堆芯容器断裂韧性辐照监督样品尺寸效应

CARR堆芯容器材料采用6061-T6铝。ASME CodeCase N-519阐明，由于中子辐照导致6061-T6铝脆化和降低延性，因此，对于使用这种材料的堆芯容器必须制定辐照监督大纲，用于监测材料力学性能变化，特别是断裂韧性的降低程度，以便进行安全评审和经济效益的权衡，从而合理地确定堆芯容器的使用寿命。为保证今后辐照监督试验的进行，     

核压力容器钢辐照后动态断裂韧性测试及研究

应用预裂纹示波冲击法研究压力容器钢辐辐照后动态断裂韧性Ｋｉｄ测试方法,结果表明：预裂纹试样的裂纹扩展始于其最大载荷之前,辐照对动态断裂韧性△Ｔ１００的影响小于冲击韧性转变温度△Ｔ４ＩＪ的影响。     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

用不同试样评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较性研究

通过示波冲击试验，采用预制疲劳裂纹的半尺寸Ｃｈａｒｐｙ试样及标准Ｃｈａｒｐｙ试样评定了核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，研究了试样尺寸对动态断裂韧性的温度转变特性的影响。研究结果表明，半Ｃｈａｒｐｙ尺寸试样在低温下较Ｃｈａｒｐｙ试样过高地估计了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，而在上平台温度以上稍低估了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，所评定出的动态断裂韧性的韧／脆转变温度也明显低于标准尺寸     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。     

国产A508-3钢小尺寸拉伸样品的拉伸颈缩行为研究

对不同厚度国产A508-3钢小尺寸拉伸样品进行了室温拉伸试验,分析了拉伸性能及颈缩段参数,并基于有限元逆运算构建了小尺寸拉伸样品拉伸过程的GTN（Gurson-Tvergaard-Needleman）细观损伤模型,研究了厚度对小尺寸拉伸样品拉伸颈缩行为的影响规律与机理。试验结果表明,小尺寸拉伸样品在变形过程中发生了弹性变形、均匀塑性变形和颈缩变形;随着样品厚度由0.75 mm降低至0.30 mm,屈服强度、抗拉强度和均匀延伸率无明显变化,非均匀延伸率及总延伸率逐渐降低,颈缩角逐渐增大,断裂角在厚度降低至0.50 mm后逐渐增大。GTN细观损伤模型中用于表征空洞形核和融合率的参数在0.30 mm样品中明显降低,此结果与小尺寸拉伸样品颈缩行为规律相互印证。     

基于主曲线方法的国产A508-3钢PCVN和1/2PCVN试样断裂韧性研究

采用主曲线方法的单温度法和多温度法,对国产反应堆压力容器(RPV)材料的预裂纹夏比试样(PCVN试样)和1/2 PCVN试样进行测试分析,获得参考温度(T0)。对试验结果采用尺寸限度常数进行修正,结果表明选择尺寸限度常数为100时修正是合适的。     

辐照后RPV焊材EG-F2N钢冲击数据异常试样的显微组织研究

采用扫描电子显微镜(SEM)和光学显微镜(OM)观察辐照后反应堆压力容器焊材EG-F2N钢冲击试样的断口、显微组织及缺陷等,结果表明:冲击数据异常的原因与断口表面存在较多较大孔洞有关,由于孔洞所占体积百分比较大,不仅减小焊缝的有效工作断面,也带来了应力集中,从而显著降低了焊缝冲击试样的强度和韧性;同时在一些小孔洞内发现了Al_2O_3夹杂物,但在焊缝断口附近表面上仅在少量的小孔洞内发现了氧化物夹杂,夹杂物小于0.5级,分析认为Al_2O_3夹杂物的存在不是造成焊缝试样冲击能量值偏低的主要原因,而焊接工艺操作不当造成焊缝中存在较大孔洞才是引起冲击数据异常的主要原因。     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线）,并给出运行建议。      

Low Temperature Neutron Irradiation Test for X21 Steel

正Low temperature neutron irradiation test on base and weld metal of X21 steel were carried out at 49-2 swimming pool test reactor in CIAE.Then tensile and impact properties were test on the before and post irradiation specimens.And then irradiation hardening and embrittlement were analyzed according to the test result.     

Beremin模型预测尺寸效应对A508-3钢断裂韧性的影响

断裂韧性是用于表征反应堆压力容器（RPV）钢脆性状态的重要指标。在开展相关研究时,由于辐照空间小等原因,一般采用小尺寸紧凑拉伸（CT）试样。为掌握CT试样尺寸变化对国产RPV钢断裂韧性测试结果的影响,对国产A508-3钢的不同尺寸CT试样进行了测试分析,采用Beremin模型方法研究了尺寸效应对断裂韧性数据的影响,并建立了不同尺寸CT试样的断裂韧性数据归一化模型（TSM）。结果表明,同一温度下实验测得的断裂韧性值随试样尺寸的减小逐渐增大,不同样品通过标准方法得到的归一化数据存在偏差,本文建立的TSM可有效减小换算数据偏差。     

Magnetic Properties of Uranium Carbides after Neutron Irradiation

Fundamental investigations on valence control and solvent extraction of americium were carried out to develop a method for americium separation from reprocessing solution. In order to adjust americium valency from III to IV and VI, (NH₄)₁₀P₂W ₁₇O₆₁ synthesized was used as complexant stabilizing Am(IV). Oxidation behavior of americium was investigated as a function of (NH₄)₁₀P₂W ₁₇O₆₁ americium ratio. Using 0.1M (NH₄)₂S₂O₈ and 0.01M AgNO₃ as oxidation reagent, Am(IV) was obtained quantitatively at the ratio of 15. On decreasing the ratio to 0.6, 92% of americium was adjusted to Am(VI). The concentration of (NH₄)₂S₂O₈ could be reduced to 1/15 compared to the previously reported method in which no complexant was used. Americium(IV) was also prepared by reacting O₃ and AgNO₃ but no Am(VI) was obtained even at low (NH₄)₁₀P₂W ₁₇O₆₁ to americium ratio.

Americium(VI) could be extracted by tri-n-butyl phosphate stably without influence of (NH₄)₁₀P₂W ₁₇O₆₁. The distribution coefficient of Am(VI) was 4 between 100% tri-n-butyl phosphate and 1 M nitric acid, and separation factor from Nd(III) was 50.

With regard to the americium separation method which implemented valence control followed by extraction, adding (NH₄)₁₀P₂W ₁₇O₆₁ led to minimization of waste volume and improvement of extraction efficiency.     

中子辐照对15MnTi钢力学性能影响

通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×10~(18)cm~(-2),获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明,中子辐照导致15MnTi钢母材、热影响区韧脆转变温度上升,其中母材增幅较热影响区大,但冲击功上平台变化不大;15MnTi钢母材屈服强度、拉伸强度上升,其中室温屈服强度变化大,高温拉伸性能变化不明显。     

Fracture Toughness of DCI Casks and Prediction by Small Specimen Test

Abstract

Spent nuclear fuel transport and/or storage containers (casks) must maintain their structural integrity even when subjected to hypothetical accidents during transport or handling accidents at storage facilities. For ductile cast iron (DCI) to be used as a cask containment boundary material, adequate fracture toughness must be demonstrated at service temperatures and Impact loading conditions of concern. In Japan, comprehensive studies of the fracture toughness of heavy section DCI have been undertaken by a number of research organisations to provide the safety assurance for the DCI casks. In the present study, the fracture toughness data were used to develop a lower bound trend curve for heavy section DCI and to examine the prediction methods by small specimen tests. The fracture toughnesses K_Ic, K_IIc and K_IIIc were also obtained to study the safety assessment of DCI casks under different loading mode conditions.