12Cr-ODS钢中氧化物强化相（Y2O3）辐照损伤行为研究

本文采用电子束（e^－） 氦离子（He⁺）、氢离子（H⁺）束同时复合辐照方式研究12Cr-ODS铁素体钢中氧化物弥散强化相（Y₂O₃）辐照损伤行为,对不同辐照方式下辐照区内的氧化物形貌变化进行原位观察。研究结果表明,15dpa辐照后,氧化物周围出现微小高密度空洞,相界面变得不规则,氧化物在此特定条件下发生体积收缩或长大,尺寸有少量变化,但无明显溶解现象,对钢的性能不会产生影响。     

双束（H+/e-）辐照下氢对12Cr-ODS铁素体钢组织损伤影响研究

利用氢离子（H⁺）束和电子（e^-）束双束（H⁺/e^-）同时辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢,研究其辐照损伤效应及组织变化。实验结果表明：由于氧化物的钉扎,基体内保持低密度位错网络;辐照初期随辐照剂量的增加,缺陷团在位错线上及其周围形成,尺寸增加,密度不断增大,并形成间隙型位错环;不同温度下辐照均产生小尺寸高密度的空洞,随辐照剂量的增大,空洞长大速度降低,空洞密度缓慢减小;不同温度下,辐照剂量达15dpa时,空洞肿胀均小于0.15%。对辐照产生的点缺陷与氢相互作用进行理论分析,12Cr-ODS铁素体钢在623~823K经双束辐照后,表现出良好的抗辐照损伤性。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

高温气冷堆石墨材料的疲劳裂纹扩展综述

迄今为止,各国的高温气冷堆均采用石墨作为其堆芯活性区及反射层的主要结构材料。由于堆内的高温高辐照环境,石墨构件一般承受较高的热应力及辐照应力,这些应力的循环变化将引起疲劳载荷。     

C离子辐照对核级石墨微观组织损伤研究

利用中国科学院近代物理研究所的320 kV加速器，分别在室温和180℃不同剂量下采用1.08 MeV的C⁴⁺辐照核级石墨。采用扫描电子显微镜(SEM)、聚焦离子束显微镜(FIB)、透射电子显微镜(TEM)研究离子辐照温度、辐照剂量对石墨微观组织、晶体结构的影响。结果表明：未辐照石墨微结构由填充颗粒和粘结剂组成，填充颗粒区域包含大量的微裂纹，粘结剂区域由细石墨微晶、微裂纹、QI粒子、混层石墨等组成。随着辐照剂量的增加，石墨表面的平整度逐渐变差，孔隙密度和平均孔隙尺寸均有所增加，辐照缺陷增加；低剂量辐照(0.02 dpa)对石墨微观组织、晶体结构影响不大，辐照区域与未辐照区域无明显区别；中等剂量的辐照(0.2 dpa)会使石墨基体中微裂纹发生闭合，沿辐照深度方向出现辐照分界线；高剂量的辐照(2 dpa)导致辐照区域内几乎所有微裂纹的闭合，辐照分界线更明显，辐照深度加深；180℃辐照2 dpa,结构变得无序，石墨发生了非晶化，说明C离子辐照导致石墨微结构发生了损坏。     

高温He离子辐照引起的Hastelloy N合金微结构变化研究

本文采用30 keV的He离子辐照Hastelloy N合金,辐照温度为500C,剂量分别为:1×10¹⁵、×10¹⁵、1×10¹⁶He⁺/cm²。利用扫描电子显微镜（SEM）研究了辐照后块体样品的表面形貌。结果表明,辐照后的块体样品均观察到了表面起泡现象。利用透射电子显微镜（TEM）研究了辐照后TEM样品微结构的变化。结果表明,低剂量(1×10¹⁵ He⁺/cm²)辐照的样品中出现了黑斑缺陷;随着辐照剂量的增加,开始出现位错环及纳米级的氦泡,同时黑斑密度减少;当剂量增至1×10¹⁶He⁺/cm²,位错环以及氦泡的尺寸和密度明显增大,晶界处氦泡更加密集。     

辐照后HTR-10球形燃料元件电化学解体及裂变产物分布研究

辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段。在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利用基于电化学氧化原理的两步解体法,对所选元件(燃耗约35 GW·d/tU)进行了包覆燃料颗粒与基体石墨的分离,获得了元件中不同位置区域的包覆燃料颗粒、解体石墨粉和电解液,通过γ能谱定量分析了解体石墨粉和电解液中的放射性核素成分及含量,并基于此明确了放射性核素在辐照后球形燃料元件基体石墨中的分布。结果表明：部分电解液中裂变产物¹³⁷Cs与¹⁴⁴Ce活度显著高于其他电解液样品,表明其对应区域中可能存在破损包覆燃料颗粒;元件表层位置对应的电解液中活化产物⁶⁰Co高于内部区域,主要来源于HTR-10一回路的放射性粉尘沾污。本工作初步建立了高温气冷堆辐照后球形燃料元件电化学解体和解体样品分析测试的平台及方法,为TRISO型包覆燃料颗粒破损机制分析及其堆内行为研究提供了重要基础。     

高温气冷堆结构中的力学问题

本文着重介绍了高温气冷堆结构中的力学问题。由于高温气冷堆采用石墨作为主要结构材料,因而在高温、高辐照以及氧化气氛中石墨力学特性的研究是本文介绍的重点:诸如石墨在上述工作环境下的物理性质及力学性质,石墨的疲劳特性、石墨的应力分类及破坏准则等。对高温气冷堆压力容器(PCPV)应力分析中混凝土的徐变及开裂问题的研究,本文也做了介绍。     

矿物材料对Sr2+、Cs+的竞争吸附性能与表征

采用间歇法研究了相同摩尔浓度Sr²⁺、Cs⁺溶液中,矿物材料对核素Sr²⁺、Cs⁺的竞争吸附性能,用XRD对吸附Cs⁺、Sr²⁺后的矿物材料进行了表征和分析。实验表明：NF、ZF、CA对Cs⁺、Sr²⁺的平衡吸附时间分别约为7、3和14d。ZF对Cs⁺、Sr²⁺的平衡吸附量最大,其次是NF,最后是CA。NF对Cs⁺的吸附具有明显的选择性,CA的选择性较差,ZF最差。ZF对Sr²⁺的去除率基本达100%,对Cs⁺的去除率达72%;NF对Cs⁺的去除率达66%,而对Sr²⁺的去除率仅为15%;CA对Sr²⁺的去除率达29%,而对Cs⁺的去除率仅为16%。矿物材料吸附Sr²⁺、Cs⁺后晶胞体积均变小,晶胞参数c亦变小,其它晶胞参数a、b、β变化不规则。     

He+离子辐照Inconel 718合金表面形貌改变及机理研究

研究了3种不同剂量He⁺离子辐照后Inconel 718合金的形貌变化规律及其形成机理。结果表明,He⁺离子辐照会在合金表面形成纳米多孔结构,其孔径会随辐照剂量的增加而增大。此外,He⁺离子辐照还会破坏合金表面δ相并导致碳化物的持续溅射损耗,且这一现象会随着辐照剂量的增加而愈发严重。由于辐照过程中氦泡间微观应力σ n作用会引起毗邻材料断裂及氦泡合并长大,且辐照溅射作用又会导致氦泡上层薄膜的损耗甚至破裂,因而这也是He⁺离子辐照Inconel 718合金表面纳米多孔结构的形成机制。     

光敏晶体管的中子位移损伤效应研究

通过开展光敏晶体管的反应堆中子辐照实验,获得位移效应实验结果,并分析位移损伤机理。研究发现,在3×10¹¹~5×10¹²cm^-2中子注量范围内,光敏晶体管增益和光响应度的下降导致集电极输出电流下降。增益的倒数与注量的增加呈线性关系,注入电流越大,线性关系的斜率越小。理论分析表明,通过提高基区掺杂水平或减小基区宽度,可提高增益的抗辐射水平;不同反向偏置电压下的初级光电流辐照前基本相同,随着辐照注量的增大,差异逐渐增大,反向偏置电压越大,初级光电流的退化越小;通过采用PIN结构或加大反向偏置电压来展宽耗尽区以减少受位移效应严重影响的扩散电流份额,可提高初级光电流的抗辐射水平。与PIN光电二极管不同,本实验注量范围内,光敏晶体管的暗电流随注量的增大而减小。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

Fast neutron radiation effects in silicon detectors fabricated bydifferent thermal oxidation processes

High resistivity silicon detectors along with MOS capacitors made on five silicon dioxides with different thermal conditions (975°C to 1200°C) have been exposed to fast neutron irradiation up to the fluence of a few times 10¹⁴ n/cm². New measurement techniques such as capacitance-voltage of MOS capacitors and current-voltage and back-to-back diodes (p⁺-n^--p ⁺ if n^- is not inverted to p) or resistors (p⁺-p-p⁺ if inverted) have been introduced in this study in monitoring the possible type-inversion (n→p) under high neutron fluence. No type-inversion in the material underneath SiO₂ and the p⁺ contact has been observed for detectors made on the five oxides up to the neutron fluence of a few times 10¹³ n/cm². However, it has been found that detectors made on higher temperature oxides (⩾1100°C) exhibited less leakage current increase at high neutron fluence     

钨-铜合金影锥屏蔽体屏蔽性能的MCNP程序计算

利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明：影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1.4%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-16～10^-14数量级，对于中子散射微分截面的实验测量，其影响可以忽略不计。W-Cu合金影锥屏蔽体的设计模型符合设计标准，就飞行距离为4～10 m的范围而言，影锥屏蔽体可使源中子注量衰减10^-7，屏蔽效果显著。     

The radiation change in the coefficient of linear thermal expansion of carbon materials

Conclusion Hence, the thermal coefficient of volume expansion of graphite is related exponentially to the height of the crystals and the density of the material and depends on the specific surface of the structure and micropores. The coefficient of linear thermal expansion of graphite is inversely proportional to the dynamic modulus of elasticity. The negative change in α of graphite on neutron irradiation: changes nonmonotonically with the neutron fluence and the radiation temperature — initially it increases, reaches a maximum, then falls and again increases; is inversely proportional to the power 1/3 of its initial value, to the rate of steady radiation creep and the neutron fluence; is determined by the degree of perfection of the crystal structure and the concentration of spherolites (carboids) of the elements of the microstructure. Their increase facilitates a fall in α below its initial value; it does not recover completely on thermal annealing to 2300 K. The relative change in α of carbon-carbon composition materials when irradiated to a neutron fluence of 3·10²⁰ cm⁻² and a temperature from 320 K to 2100 K does not exceed 10%. The complex nature of the radiation change makes it difficult to calculate the value of α, and hence it has to be determined in experiments up to the resource dose. Graphite Scientific Research Institute. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 82, No. 6, pp. 417–424, June, 1997.     

117Snm(113Sn)(Ⅳ)-四（4-磺酸苯基）卟啉的制备

为了研制对辐射增敏的、肿瘤治疗用的117Snm放射性药物，研究了117Snm(113Sn)(Ⅳ)与四（4 磺酸苯基）卟啉（TPPS4）的反应条件和该配合物的体外稳定性及其化学计量组成。研究结果表明，用天然丰度的金属锡粒作靶料，在中子注量率为4×1013cm-2·s-1的条件下，照射90h，可以获得比活度为013GBq/g的117Snm和616MBq/g的113Sn；在pH为2~4、沸水浴中反应30min时，117Snm(113Sn)(Ⅳ) TPPS4标记率大于95%。该放射性配合物有良好的稳定性和抗生理盐水稀释性能，室温下放置48h或用生理盐水稀释5~15倍，其放化纯度基本不变；该配合物中Sn(117Snm(113Sn))与TPPS4的配位比为1∶1。     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

多层介质/金属紫外滤光膜系的辐照损伤特性

利用电子束蒸发方法制备用于BaF₂晶体慢成分滤光的多层介质/金属紫外滤光膜系。在γ射线、中子和激光辐照环境中研究薄膜的损伤特性。结果表明：薄膜对γ射线和中子具有优良的耐辐照特性；在激光辐照环境中，薄膜的激光损伤阈值受多层薄膜中金属层的影响，激光入射时，最先辐照到的金属层的厚度决定了多层薄膜的耐激光辐照损伤特性。     

Relationship between nuclear graphite moderator brick bore profile measurement and irradiation-induced dimensional change

A stress analysis for a hypothetical nuclear graphite moderator brick is presented, considering dimensional and other property changes due to fast neutron irradiation, to illustrate the relationship between the change in moderator brick bore profile and dimensional change of the material. The results give the stresses and deformations of the brick during operation and at shutdown, with the effect of irradiation creep on the deformation of the brick also considered. The analyses provide information useful to reactor designers and operators for planning graphite monitoring campaigns.     

镝活化法测量低产额脉冲中子

设计一个快中子聚乙烯慢化体，用来慢化加速器的d-T和d-D中子，利用¹⁶⁴Dy(n,γ)¹⁶⁵Dy^m在热中子区极高的反应截面，得到半衰期为75s的¹⁶⁵Dy^m，使用HPGe探测器测量¹⁶⁵Dy^m放出的γ射线。由于测得的γ射线与加速器的中子产额成一定比例，故通过这种方法可测量脉冲中子源的中子产额。