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压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了... 相似文献
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对3×3-2小组件加深燃耗考验元件进行了金相检验,元件最高燃耗(以金属U计,全文同)为30 917 MW*d/t.检验结果表明锆包壳外表面氧化膜剥落较为严重,内表面氧化膜最大厚度为19.46 μm;芯块与包壳平均间隙为24.93 μm;包壳最大吸氢量达到190 μg/g;芯块平均晶粒尺寸约为15.65 μm,部分晶粒有所长大,但无柱状晶出现;芯块气孔率约为5.52%,尺寸小于5 μm气孔的体积份额约占总气孔度的29.86%.在该燃耗下,元件仍具有一定的安全裕度. 相似文献
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反应堆燃料元件的裂变气体释放率测量是辐照后检验的一项重要内容,它对于评价燃料元件的性能起着重要作用.回堆考验组件采用3×3-2再组装小组件方式,由一期考验的3根老棒、4根新棒和2根控制棒导向管组成.3×3-2小组件在中国原子能科学研究院重水研究堆辐照到燃耗(以金属铀计,全文同)30.9 GW*d/t(老棒)时,堆内出现破损信号.随后将其运至热室,非破坏性检验未发现元件棒破损.为此,采用激光刺孔方法将7根元件棒刺穿,测量元件棒气腔内压和裂变气体释放率.结果表明,元件棒内压均不低于再回堆考验前的压力值,从而进一步证实元件棒未发生破损,与一期考验元件相比,回堆后的燃料棒裂变气体释放率无明显增加. 相似文献
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在压水堆核电站乏燃料元件检验中,完成了4根完整元件棒、4根破损元件棒的γ扫描测量,元件燃耗分布在9600~45000 MW•d/t(U)之间,获得了完整元件轴向相对燃耗分布、破损元件137Cs分布及迁移流失情况。结果显示,破损元件均存在不同程度的Cs迁移流失,破口处存在137Cs计数突变(降低)。破损元件134Cs/137Cs原子比分布与相邻完整元件基本一致,表明134Cs、137Cs流失比例近似相等,可用134Cs/137Cs原子比表征其相对燃耗分布;破口处可通过低挥发性核素154Eu计数水平判断燃料芯块是否缺失。检验结果可为燃料元件破损原因分析及堆内行为分析提供重要依据。 相似文献
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CN-101密封源(CN-101型工业辐照用钴-60放射源产品)是国内首次研发成功的高比活度钴-60放射源。为保证钴-60放射源产品封装生产的质量,选择了合适的质量保证标准,建立并实施了严谨的质量保证体系,明确组织机构与责权,对人、机、料、法、环、检各环节实施有效控制,并进行独立验证。通过持续改进,保证了我国新开发的钴-60放射源产品一次成功和稳定的质量。通过钴-60放射源质量保证的实践活动总结出几点经验。 相似文献
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为了评价晶界工程(GBE)对800H合金在850℃FLiNaK熔盐中腐蚀行为的影响,对GBE 800H和800H合金分别在850℃FLiNaK中进行了100h静态腐蚀试验。应用扫描电子显微镜/能谱仪(SEM/EDS)、聚焦离子束/扫描电镜/能谱仪(FIB/SEM/EDS)、高精度天平测量了质量变化和微区成分变化,观察了腐蚀形貌,并分析了腐蚀机制和过程。结果表明:FLiNaK熔盐主要沿晶界向基体渗透;GBE 800H合金的腐蚀深度和FLiNaK沿晶界的渗透深度都小于800H合金的。 相似文献