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.     

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.     

真空高温氢化法制备Pd-Zr复合膜

为了获得低成本、高渗氢率、长寿命、高强度的选择渗氢膜,耐熔金属锆(Zr)被选作复合膜的基体。在真空 4.0×10-4 Pa、温度 650 ℃的反应条件下,锆表面氧化 膜 松动 、分解 ,氧化膜被去除 ;再在氢气氛中使其洁净表面上生成一层氢化锆 保 护 膜 ; 在真空度为 6.6×10-6 Pa 下,采用离子溅射镀膜法,在锆片(φ 50 mm×0.23 mm)的双表面上分别镀上了一层厚约 400 nm 的钯(Pd)薄膜,钯膜均 、细 腻 、光洁 , 膜厚易控制 ;再经过退火处理 ,制得了 Pd-Zr复合膜, 膜面致密 , 钯膜与基体锆结合力强 ,内应力消失 。采用 X 射线衍射(XRD)和 X 光电子能谱(XPS)对锆表面及复合膜表面进行了分析。制备的 Pd-Zr 选择渗氢复合膜对核燃料和聚变燃料的纯化及反应堆增殖剂中氚的提取将具有很大的应用前景。     

锆合金在高温高压水中的腐蚀

本文介绍了国产锆-2、锆-4合金在温度大于300℃的水或蒸汽中的腐蚀——氧化与吸氢;认为两种合金耐氧化性能相似,在反应堆工质中使用,具有足够的耐蚀性。水中添加少量氢氧化锂(含锂1—2ppm)或硼酸(含硼800ppm),对合金腐蚀无明显影响。在高温水中,锆-4在腐蚀300天后的吸氢增重约为锆-2的1/3—1/2;而在341℃蒸汽中,锆-4减少吸氢的优越性并不明显。水中加氢增加了锆-4的吸氢速率,但并没有达到妨碍使用的程度。预生氧化膜不能改善合金的耐长期腐蚀性能。具有热流的锆合金管与不锈钢定位架接触处的隙缝会导致危险的局部腐蚀,但在中性水条件下,腐蚀深度很浅,并不影响锆合金的长期使用。     

细棒状铀-氢化锆燃料芯块制备与显微结构初步研究

采用熔炼铀-锆合金然后渗氢的工艺制造细棒状铀-氢化锆燃料芯块,通过改变熔炼工艺参数提高铀-锆合金的铸造质量和成品率.在渗氢的工艺中,采用不同工艺对铀-锆合金进行氢化,氢化后芯块中的氢/锆原子比在1.41～1.72之间,而芯块的尺寸相对于氢化前也有不同程度的增加.微观分析表明,氢化后得到的燃料芯块中含有多种相结构,其中金...     

高铀U-ZrH_x-Er细棒燃料氢化开裂原因分析

采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,且成分均匀性较好;含粗铀的氢化样品中U、C和少量Fe元素构成的析出物膨胀系数与锆基体差异较大,当锆基体随着吸氢量的增加而发生体积膨胀时,U、C和少量Fe元素构成的大块析出物作为第二相钉扎在基体内,引起应力集中而造成样品开裂。含精铀的氢化样品中U和以碳化锆形式存在的C元素在氢化锆基体中分布比较均匀,不存在应力过于集中的状况,氢化样品不会产生开裂。     

锆合金表面缺陷引起氢致延迟开裂行为的研究

核反应堆用锆合金构件在服役过程中会发生氢致延迟开裂（HIDC）而失效,构件表面的微缺陷是否会引起HIDC是值得研究的问题。本文采用真空电子束焊接方法制备表面有微缝隙缺陷的样品,以研究这类微缝隙缺陷在400℃过热蒸汽中腐蚀以及在350℃高压水中热循环处理过程中的行为。由于这类缺陷处会形成尖劈状的氧化膜并镶嵌在金属中,在氧化膜前端将形成应力集中和应力梯度区,引起氢的扩散、富集和氢化物析出,即使样品中原先没有残余应力,也没有受到外加应力的作用,也会发生HIDC导致裂纹扩展而开裂。因此,在设计和加工制造核反应堆堆芯中锆合金的各种结构件时,需要重视如何避免锆合金构件表面可能生成这种缺陷的问题。     

加热去氩处理工艺对离子束混合沉积的C-SiC涂层阻氢性能的影响

利用Ar＋离子束混合技术在不锈钢基体上沉积C-SiC涂层，然后对部分样品进行加热去氩处理（400℃，30min），再用5keV氢离子源辐照样品。通过扫描电镜（SEM）的表面形貌观察、二次离子质谱仪（SIMS）的H与Ar元素深度分布和正离子质谱分析，研究去氩处理对氢离子辐照的C-SiC涂层的形貌和阻氢性能的影响。结果表明，经去氩处理，样品中不锈钢基体内的氢浓度降低了80%，显示出去氩处理的C-SiC涂层具有更高的阻氢性能。研究结果将为该技术应用于不锈钢基体上C-SiC涂层制备工艺的进一步改善提供依据。     

氢化物燃料在轻水堆中的行为

对于轻水堆，铀氢锆燃料相对于氧化物燃料有许多优点。裂变气体释放量在600℃以下非常小，但初期的辐射肿胀在650℃以上时非常大，可以达到5％。燃料内温度分布不均匀引起的氢的再分配（氢原子向芯块边缘扩散），使燃料径向应力增加，当使用液态金属做包壳间隙填充物时，芯块中心处的总应力可能使燃料产生裂缝，而表面保持原样。轴向氢的再分配使得氢原子由中心向两边迁移。慢化剂迁移造成的中子学效应尚未知。     

Zr-Fe-Nb合金中Zr(Nb,Fe)2相在400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为

Zr-1.0Fe-1.0Nb合金经β相油淬、冷轧变形及580 ℃/5 h退火处理,在静态高压釜中进行400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽腐蚀试验,利用带EDS的SEM和HRTEM对合金基体以及腐蚀生成的氧化膜显微组织进行分析。结果表明：合金中主要存在正交的Zr 3Fe和密排六方的Zr(Nb,Fe)₂第二相。Zr(Nb,Fe)₂相在氧化过程中先转变成非晶组织,非晶进一步氧化转化为m-Nb₂O₅和m-Fe₂O₃相纳米晶态氧化物,最后扩散流失到腐蚀介质中;Zr(Nb,Fe)₂相氧化后的Fe、Nb元素发生扩散流失,且Nb的流失速度大于Fe,合金元素的扩散流失在氧化膜中留下大量缺陷,促进氧化膜由柱状晶向等轴晶形态演化而不利于合金的耐腐蚀。     

Hydrogen and deuterium profiling at the surface of zirconium alloys: II. The effects of oxidation

The H(¹⁵N, αγ)¹²C and D(³He, P) α reactions have been used to measure H and D profiles in Zr-2.5 wt% Nb alloys and single crystals of Zr, which were oxidized in different atmospheres after loading with standard amounts of H and D. Although considerable sample to sample variability was found, large H or D peaks were observed in the majority of the specimens, whose position corresponded to enhanced H or D levels immediately below the surface oxide film. The H or D peaks are believed to be the result of interactions between H(D) and oxygen dissolved interstitially in the Zr lattice at the oxidation temperature. The differences observed between the polycrystalline Zr-2.5 wt% Nb alloy and the single crystal samples are ascribed to the different oxygen profiles in these two sets of specimens. Low levels of hydrogen were detected in the oxide films, in agreement with other experiments in the literature that used tritium autoradiography to monitor the transfer of hydrogen or its isotopes through oxide films on zirconium alloys.     

Droplet impingement method to measure the surface tension of molten zirconium oxide

ABSTRACT

Measuring the surface tension of molten ZrO2 is critical to determine the progression of a severe accident in a nuclear power plant. However, no experimental reports have been published pertaining to the surface tension of liquid ZrO2 because of its high melting point, high reactivity, and high vapor pressure, among other factors. Thus, in this study, the surface tension of ZrO2 was measured by using the droplet impingement method, which can help determine the surface tension of molten oxides in an extremely short time. The impingement behavior could be determined to analyze the surface tension from the image. The surface tension was approximately 0.91 N/m at 2988 K, which is the melting point of ZrO2, and this value was consistent with the data estimated using the oscillation droplet method. Compared with a past report regarding the surface tension of the molten Zr-O system, the surface tension of molten Zr was noted to reduce with oxidation.     

氨处理抑制SiO2/ZrO2薄膜膜间渗透

以正硅酸乙酯和丙醇锆为原料,用溶胶-凝胶法在K9基片上提拉镀制SiO2/ZrO2双层膜,样品1镀完SiO2后直接镀ZrO2,样品2镀完SiO2经氨处理后再镀ZrO2。研究表明,ψ和Δ两个椭偏参数的模拟值曲线与椭偏仪的测量值曲线十分吻合,进而发现氨处理可有效抑制SiO2/ZrO2双层膜之间的渗透,氨处理后渗透层减少近45nm。利用激光束对两种样品进行了损伤阈值的测试,用光学显微镜观察损伤形貌,结果发现两者损伤阈值分别为14.8和15.03J/cm2,损伤形貌均为熔融型。     

ICP-MS法测定铀中的痕量锆

采用TTA/二甲苯苯取分离和ICP-MS法测定了U3O8中痕量杂质元素Zr的含量。样品转化为硝酸铀酰后，先采用TTA/二甲苯在4mol/L HNO3条件下萃取，使Zr与铀基体分离，然后将有机相稀释10倍后用8 mol/HNO3反萃，反萃液再稀释10倍后直接用ICP-MS法测量。U3O8成分分析标准物质（GBW04205）的分析结果与推荐值吻合。     

应用于等离子体排灰气处理的甲烷水汽重整反应的热力学分析

Tokamak装置中的等离子体反应一段时间后,需对产生的排灰气进行净化处理,以回收其中的氘氚。目前拟采用甲烷水汽重整反应将化合态的氘氚转化为单质并回收。本文运用Gibbs自由能最小化方法,对应用于等离子体排灰气处理的水汽重整反应进行热力学分析,考查反应温度、原料比例、反应压力、O₂、CO₂、H₂、CO等因素对反应平衡的影响,确定了适宜的反应条件,即反应温度范围650～700 ℃,压力1×105 Pa,水碳比1.5～2.0。此外,原料气中O₂或CO₂的存在有利于减少积碳的生成量,并获得较高的氢同位素平衡转化率;H₂的存在对重整反应的热力学平衡无明显影响;CO的存在会使积碳量增加,对反应产生不利影响,在进入重整反应器前应将其去除。     

Ti、Zr、Er及Nd等金属氚化物的3He释放

利用四极质谱计（QMS）法测量了Ti、Zr、Er及Nd等4种单质金属的氚化物³He释放,通过数年监测与数据积累,对这4种金属氚化物的3He释放行为进行了比较研究。结果表明,它们贮存早期的³He释放速率极低,其释放速率均不及生成速率的1%,其中,Ti、Zr氚化物³He释放系数（RF）为10^－6～10^－5量级,Er、Nd氚化物的3HeRF为10^－3量级,随着贮存时间的增加,当金属氚化物内积累较多的3He时,其RF会迅速增长至10^－1量级,释放速率接近生成速率。     

时效氚化锆的氦释放及结构变化

实验测量了氚化锆时效过程中的3He释放以及结构变化。实验结果表明,面心四方结构ZrH1.801相的氚化锆在n(3Hegen)/n(Zr)小于0.27的时效期间,3He的释放系数处于10-6～10-5量级,生成的3He几乎全部被氚化物捕获。受季节温差的影响,3He的释放系数呈波浪式变化。随n(3Hegen)/n(Zr)的增加,氚化锆的晶胞体积经历了增大、维持恒定以及减小3种变化。     

影响CaCl2-NaCl熔盐电脱氧法制备金属Zr的工艺条件

将氧化物转化为金属是熔盐电解精炼干法后处理氧化物乏燃料流程的关键步骤之一。在等摩尔CaCl₂-NaCl混合熔盐体系中,以石墨棒为阳极,采用高温烧结后的ZrO₂模拟UO₂开展了电脱氧制备金属Zr的FFC剑桥工艺条件优化。研究了工艺条件（槽电压、电解时间、烧结温度和电解温度等）对电脱氧制备Zr的影响。采用场发射扫描电子显微镜(SEM)和X射线衍射(XRD)分别分析了电解前后ZrO₂阴极的微观结构和物相组成。优化后的工艺条件为：电压3.4 V、电解时间12 h、烧结温度900 ℃和电解温度722 ℃。同时,研究结果表明, ZrO₂电脱氧还原为Zr时,存在中间产物CaZrO₃和ZrO。     

电子束和热退火后处理的射频溅射沉积ZrO_2－Y_2O_3薄膜的结构特征

对射频磁控溅射沉积的ＺｒＯ２－１２ｗｔ％Ｙ２Ｏ３薄膜进行了电子束处理和热退火处理．通过ＸＲＤ、ＸＰＳ、ＳＥＭ等的微观分析，研究了薄膜的相结构组成、薄膜主要组成元素的氧化态以及薄膜的形貌特征。并对以提高薄膜增韧性为目的而进行的后处理的方式选择作了讨论。