热固炸药相容性表现与机理研究

用结构分析、热分析、质谱分析、X射线光电子能谱等方法研究了123树脂的结构和热稳定性以及含该树脂和三甲撑三硝基胺(RDX)的GH-923热固炸药的热安定性及其与虫胶、涂层薄膜的相容性,测定了GH-923热固炸药的热分解反应动力学参数,估算了贮存寿命,探讨相容性与使用性的关系。研究结果表明:GH-923炸药在100℃以上热安定性和相容性较差的原因是由于123树脂含有部分水和低分子聚合物,初始热分解产物二氧化碳、甲醛等会加速RDX的热分解,表现出净增气体量大,液化吸热峰消失,放热峰提前,RDX出现二次反应等现象,致使GH-923炸药只适宜在70℃以下贮存、使用。由GH-923炸药反应诱导期与温度的Arrhenius公式外推计算出70～100℃温度范围的贮存寿命。     

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施.     

ADS靶材与冷却剂的相容性研究

目前,中国原子能科学研究院ADS项目中的靶材与冷却剂的相容性研究主要针对钨与水和钨与钠的相容性特征。该研究课题的确定主要根据我院的游泳池式轻水堆将可能作为ADS验证实验装置的次临界反应堆,而钨作为中子产生靶。钠冷快堆是做为次临界反应堆的另一种选择。显然,了解钨与水和钨与钠的相容性十分重要。1 钨-钠相容性1.1 实验方法 锻造钨样品为φ3mm×13mm,纯度为 99.96％;试验设备为含特制试验段的高温静态实验装置。试验条件:温度500、600、700℃;相容时间为200、400、600、1000和1500 h;钠中氧含量为 12.6、32.2μg/g;钠中碳含量为 7μg/g;面容比为 0.05cm-1。1.2 主要结果1.2.1 样品表面微观形貌与腐蚀产物 采用光学显微镜和SEM对试验后的钨样品表面微观     

部分材料与铯的相容性研究

部分材料与铯的相容性研究@郑剑平@齐立君     

U-Mo合金与Zr合金的相容性研究

采用扩散偶方法研究U-Mo合金与Zr的相容性。扩散偶采用包覆热轧法制备,热处理温度为750℃和800℃,热处理时间为10 h和50 h。结果表明:U-Mo合金与Zr合金间的扩散层有分层现象,在U-Mo/Zr界面扩散反应成分复杂界面处存在类似Mo2Zr的析出物。经X射线衍射(XRD)检测表明U-Mo/Zr扩散层由M2Zr、UZr2和U等组成。U-Mo/Zr的扩散过程是U和Mo原子向Zr扩散,Mo优先与Zr反应生成Mo2Zr、U通过Mo2Zr扩散形成γ-(U,Zr)固溶体的过程。U-Mo合金与Zr具有良好的相容性。     

硅酸钙与钠及钠蒸气的相容性研究

中国实验快堆主容器上方旋塞采用硅酸钙制品作为绝热材料,该材料存在与钠蒸气以及液态钠接触的可能性。通过开展硅酸钙绝热材料在高温钠、钠蒸气环境中的腐蚀实验,并对实验后样品进行表面形貌、剖面形貌以及导热性能测量等观察分析,以评估该材料与高温钠和钠蒸气环境的相容性能。结果表明:硅酸钙在液态钠和钠蒸气中不发生激烈的化学反应;液态钠和钠蒸气对硅酸钙的作用仅发生在表层,硅酸钙材料内部的颜色及形貌与试验前没有区别,未见钠的渗入,也未见任何裂纹或破损;试验后硅酸钙材料的热导性能与试验前基本相同,液钠和钠蒸气对硅酸钙的绝热性能基本没有影响。硅酸钙表现出较好的抗钠腐蚀性能。     

基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。      

平行喷口流动引起温度振荡流固热耦合数值模拟研究

本文基于FLUENT软件,采用大涡模拟(LES)方法对平行喷口冷热流体搅混产生的流固热耦合现象进行了数值模拟。首先将模拟值与实验值进行了对比,验证了模拟方法的正确性。其次,针对多种入口工况进行计算和分析,得出:某一时刻,流体温度处于波谷时,热量从固体传递给流体,下一时刻,当流体温度处于波峰时,热量则从流体传递给固体,故而形成了流固间周期性的热传递现象;随着固体厚度的增加,温度振荡的振幅呈非线性减小,但频率不变;随着入口速度的增加,流体和固体温度振荡的主频逐渐增大,当速度从0.5 m/s变化到1.5 m/s时,主频率可从2 Hz升高到11 Hz。     

DDA与核电站凝结水精处理树脂的相容性试验研究

压水堆核电站二回路乙醇胺（ETA）工况下加入十二胺（DDA）的复合加胺工况,可大幅减少蒸汽发生器（SG）中的淤渣沉积量,是一种前景广阔的二回路水质调节方式。但DDA可能会污染凝结水精处理树脂。为此,本文选用3种树脂,在25、40、55 ℃下进行DDA和ETA+DDA的系列污染试验,并在25 ℃下进行ETA+DDA的循环污染试验。结果表明：阳离子交换树脂更容易受到DDA污染,随着DDA浓度的增加,树脂污染加重,工作交换容量下降。ETA的加入会加重树脂污染,ETA+DDA对树脂的污染具有协同效应。DDA对树脂的污染主要表现为树脂孔隙堵塞及范德华力吸附共同作用的结果。被DDA污染的树脂再生困难,需要探讨新型复苏工艺。从树脂耐污染浓度与耐污染次数来看,DOWEX MONOSPHERE 650C (H)/MONOSPHERE 550A（OH）树脂与DDA之间的相容性更好,在ETA+DDA工况下可作为电厂凝结水精处理树脂选型的参考。     

国产快堆材料与高温钠的相容性研究概况

概述了作为钠冷快堆结构材料和包壳材料的国产奥氏体不锈钢以及作为蒸汽发生器管材的铁素体低合金钢与高温钠相容性研究的主要结果和现状。     

主动法探测炸药的实验研究

阐述了采用主动法探测炸药的原理,综合分析屏蔽体、自然界本底和反应截面对炸药中^1H、^12C、^16O和^14N核素的测量影响.并利用^252Cf中子源辐照模拟炸药半球,采用高纯锗γ探测器探测了由中子与^1H、^12C、^16O和14N核素发生（n,γ）俘获反应产生的γ射线.通过实验研究了主动法探测炸药的可行性,分析了探测^1H、^12C、^16O和^14N四种核素的瞬发γ射线的优缺点.     

基于流热固耦合的U型管式熔盐换热器温度场与应力场分析

熔盐换热器因其系统压力低、运行稳定以及经济性能好等特点在太阳能、核能和高温制氢等领域得到广泛应用。由于熔盐运行温度高,冷热流体温差大,导致熔盐换热器主要部件中产生的热应力不可忽略。本文采用流热固耦合方法分析U型管式换热器的温度场与应力场,首先运用计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）分析获取了换热器主要热性能参数,并与实验结果进行对比,最大偏差约3.07%,验证了CFD流体仿真结果的准确性。在此基础上,对熔盐管壳式换热器运行工况下的传热过程进行了详细分析,获得换热器流场和温度场。最后,通过Ansys workbench有限元软件计算得到由流场、压力场和温度场耦合产生的应力场,并着重分析了与换热管及壳体相连接的管板的应力分布,给出了管板最高应力值及某些路径的应力变化规律。结果表明：应力较大的部位发生在管板的布管区与非布管的连接区域,位于近壳侧的换热管内壁处,距离管板下端面约2 mm的位置。可为熔盐换热器实际运行和结构设计提供重要参考。     

U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性研究

U-Zr合金燃料与液态铅、铋及其合金静态相容性是铅铋冷却反应堆燃料论证及设计的重要依据。试验选取600oC,保温1 000 h范围内,开展了U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性的研究。采用扫描电镜(Scanning Electronic Microscopy,SEM)及X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)分析了U-Zr合金燃料与铅铋等合金的界面反应情况,试验结果表明:U-Zr合金样品在铅铋合金的长时间(1 000 h)作用下,产生了不同程度的侵蚀现象,侵蚀程度可达到mm级。纯铋、纯铅、铅铋、铅锡、铅铋锡等均对U-Zr芯块有一定程度的侵蚀,其侵蚀程度排序约为BiPb-BiPb-Bi-SnPb≈Pb-Sn。U-Zr芯块的腐蚀机理为溶解和共晶形成金属间化合物的综合过程,U和Pb、Bi分别能够形成金属间化合物UPb_3和UBi_2。U-Zr芯块的侵蚀程度取决于U和Zr在冷却剂成分中的固溶度和共晶反应速率。     

主动法探测炸药成分的实验研究

阐述了采用主动法探测炸药的原理,分析了屏蔽体、自然界本底和反应截面对炸药中1H,12C,16O和14N核素的测量影响。并利用252Cf中子源辐照模拟炸药半球,采用高纯锗γ探测器探测由中子与1H,12C,16O和14N核素发生(n,γ)俘获反应产生的射线。利用MC-NP对炸药中产生γ射线的概率进行了计算,并采用相对效率法进行了实验结果的分析。实验结果表明:主动法探测炸药成分(1H和14N)是可行的。     

低活化马氏体钢热变形行为及机理型本构建模研究

利用Gleeble-3500热模拟试验机研究了低活化马氏体钢在变形温度为850～950 ℃、应变速率为0.001～1 s^-1条件下的热变形行为。建立了流变应力本构方程,并评估了该方程的预测能力。绘制了低活化马氏体钢在不同应变下的热加工图。结果表明：在较高的应变速率条件下,该材料主要发生动态回复,在较高变形温度和较低应变速率下具有明显的动态再结晶特征;本构方程的预测结果与实验结果符合良好;变形温度870～930 ℃、应变速率0.001～0.01 s^-1和变形温度920～950 ℃、应变速率0.3～1 s^-1分别是真应变为0.4和0.6下最优的热加工区域。     

燃料板失效机理研究与分析

U3Si2-Al燃料板是研究堆的新型燃料,其拉伸失效机理是燃料组件设计中需要考虑的重要因素.为此,对大小两种尺寸的燃料板试样,在不同的工艺条件下进行了拉伸试验.基于试验得到的数据结果以及试验过程中对断口拍摄的电镜照片,分析并得到了U3Si2-Al燃料板的一般拉伸失效机理.此外,还对芯体缺陷对拉伸失效的影响进行了讨论,以及拉伸试验中燃料板各部分的力学特性.最后,考虑燃料板在实际工作环境下的拉伸失效可能性,分析了燃料板的实际使用安全性.     

核石墨与熔盐相容性测试装置设计与实验

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是以核石墨为反射体及慢化体、2Li F-BeF_2(FLiBe)熔盐为主冷却剂的反应堆。在TMSR中,核石墨直接与熔盐接触。由于石墨的多孔特性,熔盐有可能渗入石墨的孔隙中,引发其力学、热学性能的变化。研究熔盐在TMSR环境下是否渗入候选核石墨及其浸渗量,对于反应堆的运行安全至关重要。基于自行研制的熔盐浸渗实验装置,采用静态熔盐浸渗试验方法,测试TMSR候选核石墨T220在不同压强下的熔盐浸渗量,并研究了温度、时间对T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔盐浸渗行为的影响。研究结果表明:T220石墨的临界浸渗压强介于600~700 kPa之间,这说明在TMSR工况下(500 kPa)该石墨不发生FLiBe熔盐浸渗。温度(600℃和700℃)及时间(20~2 000 h)对三个牌号石墨熔盐浸渗行为影响不大。