核动力工程

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梁文峰, 吴健, 鲁艺, 高辉, 李勐, 荣茹

2017, 38(S1): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0001

摘要(19) PDF(0)

摘要:
通过分析铁电核辐射探测工作原理及电路响应过程,建立电学信号与材料性能及辐射场波形的理论关系,利用程序GEANT4模拟了CFBR-Ⅱ堆泄漏中子和伽马在具有代表性的锆钛酸铅镧（PLZT）铅基陶瓷、钽酸锂单晶以及聚偏氟乙烯（PVDF）典型铁电材料中的能量沉积状况,获得了3种典型铁电材料用于核辐射探测的性能。3种探测器的探测灵敏度约为10^-25¹0^-27C·m^-2,其中PVDF探测器灵敏度最低,但其信号98%是由脉冲中子场贡献,因此PVDF探测器可用于高强度快中子脉冲波形测量。

燃料棒下端塞压塞机设计研究

黄帆, 邓昌义, 杨通高, 尤勇, 陈蕾

2017, 38(S1): 4-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0004

摘要(20) PDF(1)

摘要:
压塞机是燃料棒进行电子束或非熔化极惰性气体钨极保护焊(TIG焊)接前将端塞压入包壳管中的一种重要设备。以往所使用的压塞机难以满足当前的使用需求。因此重新设计一种新型压塞机。通过对端塞结构及技术要求的分析,确定了压塞机设计思路。介绍了压塞机的端塞上料(储料)机构、送端塞机构、压塞机构、上下料机构及其附属机构设计理由和方法。在实际使用中,新设计的压塞机要求压塞过程安全、平稳、便捷、自动化,压塞后无划伤。

基于固体靶的D-T和D-D中子源特性模拟计算

秦建国, 赖财锋, 鹿心鑫, 朱通华, 叶邦角, 刘荣, 蒋励, 王玫

2017, 38(S1): 8-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0008

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于氚(氘)钛固体靶,利用TARGET程序结合实际的氚(氘)靶和靶室建模,对D-T中子和D-D中子的能量和微分截面角分布、氘离子能量损失率和平均能量、中子平均能量和能散、反应率在氚(氘)钛靶中的深度分布、中子注量率谱和中子产额进行了计算,获得了D-T和D-D中子的相关特性参数。计算结果可为在其他蒙特卡罗模型中精确描述各项异性中子源提供数据,对中子能量单色性和中子产额等指标的选择提供了参考数据。

N36锆合金管棒材第二相研究

戴训, 王朋飞, 王莹, 程竹青, 杨忠波, 赵文金, 卓洪

2017, 38(S1): 13-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0013

摘要(17) PDF(0)

摘要:
利用扫描电子显微镜（SEM）和透射电子显微镜（TEM）及其能谱仪（EDS）附件,研究了N36锆合金成品管棒材中的第二相粒度、分布、成分及结构。结果表明,N36合金管材和棒材中的第二相平均尺寸差别不大,但二者的形貌及分布有较明显的差别。衍射及能谱分析表明,N36管棒材中的第二相主要为六方相的C14型Zr（Nb,Fe）₂ Laves相及少量的β-Nb,与文献报道的基本一致,但棒材中Laves相的Nb含量较低,晶格常数也较小。研究还表明,管材α-Zr基体中Nb含量与其固溶度较接近,质量百分数约为0.3%⁰.4%,低于一般认为的0.6%。

核电厂安全阀维修策略优化研究

郭松, 李晓钟, 王宇翔

2017, 38(S1): 18-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0018

摘要(13) PDF(0)

摘要:
目前国内部分核电厂已安全运行十年以上,进入了运行中期阶段,其系统和设备取得了丰富的运行经验和数据积累。现有安全阀维修策略是基于早期的设计经验和设计阶段概率安全评价(PSA)的分析假设。这些假设在很大程度上未反映已运行核电厂的实际运行经验和反馈,以及当前科技发展带来的设备可靠性提高等因素。本文将采用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法针对进入运行中期的核电厂安全阀设备进行维修策略的优化研究。

地方政府核应急响应执行程序研究

于红, 杨舒琦, 程诗思

2017, 38(S1): 22-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0022

摘要(13) PDF(0)

摘要:
根据目前我国核电厂应急计划的现行标准、内容和执行情况,考虑核电厂进入应急状态后应采取的应急响应行动、各应急响应行动的特性、执行各应急响应行动的先后秩序,提出地方政府核应急响应执行程序应包括的主要内容和具体流程,明确地方政府的组织权限、人员职责、物质分配和优先事项。

蒸汽发生器干燥器气动噪声分析研究

张丰收, 叶献辉, 吴万军, 姜乃斌

2017, 38(S1): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0027

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过建立蒸汽发生器干燥器结构有限元分析模型,完成了干燥器结构振动特性分析和气动噪声分析研究。通过振动特性分析确定干燥器内部结构薄弱板部件,对干燥器薄弱板部件进行气动噪声分析研究,包括最大静压和最大压力功率谱密度分析研究,探究干燥器结构在气动噪声载荷下的结构强度及疲劳特性。研究结果表明:干燥器结构主要的薄弱板部件是竖直分隔板和均汽网结构;最大静压值和最大压力功率谱密度研究中,竖直分隔板、均汽网结构和声压力波回传方向板部件最大应力强度出现在均汽网结构位置,但小于限值,满足RCC-M规范要求。

加热温度和热处理对316LN不锈钢力学性能与超声波探伤的影响研究

李其, 孙嫘, 蒋新亮

2017, 38(S1): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0031

摘要(16) PDF(0)

摘要:
利用铁素体测试仪研究了316LN不锈钢在不同加热温度和冷却速度下的铁素体析出规律,试验结果表明,加热温度在1280℃以下无铁素体析出,冷却速度在20℃/h以上,无铁素体析出。基于理化检测并结合热处理工艺试验,分析了316LN不锈钢锻件超声波探伤无底波的原因和改善途径,结果表明,造成锻件超声波探伤无底波的原因是严重的混晶,而通过热处理可以减小晶粒尺寸差距,从而提高超声波可探性。不同固溶温度处理后试样常温、高温力学性能以及晶间腐蚀性能试验结果表明,晶粒度级别在4.0级到1.0级之间变化时,316LN不锈钢的力学性能波动较小,晶间腐蚀性能满足要求。相同固溶温度处理时,热处理次数的变化对晶粒尺寸、力学性能的影响较小,晶间腐蚀性能也满足标准要求。

乏燃料贮存罐体中子防护结构研究

罗晓渭, 李小明, 郭俊, 郭朝选

2017, 38(S1): 34-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0034

摘要(17) PDF(0)

摘要:
使用含硼聚乙烯作为乏燃料贮存罐体外层屏蔽罐中子屏蔽层材料时,由于其对温度比较敏感,若结构设计不合理,在环境温差大或出现事故致使罐体温度变化大时,会使罐体外含硼聚乙烯屏蔽层变形过大,影响结构稳定性和屏蔽效果,如产生间隙和裂纹等,致使射线经间隙或裂纹中散射到环境中,对周围环境造成严重污染。乏燃料贮存罐体中子防护结构采用在燃料贮存罐外加双层中子屏蔽结构,内层为主屏蔽层预留伸缩缝,以适应温差较大的环境和事故工况,外层为补充防护层,可有效解决伸缩缝处泄漏问题。中子屏蔽层上端为敞口设计,用含硼聚乙烯粉末填充,事故工况下粉末将熔融补充填充,保证屏蔽层高度,避免射线外露。

熔盐堆有效缓发中子份额β_eff的计算及分析

胡田亮, 曹良志, 吴宏春, 庄坤

2017, 38(S1): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0037

摘要(12) PDF(0)

摘要:
有效缓发中子份额(β_eff)是研究反应堆动态特性的重要参数。在熔盐堆（MSR）中,采用液体燃料,导致β_eff的计算与传统的采用固体燃料反应堆的计算方法不同。本文研究了MSRβ_eff的计算方法,并对嬗变熔盐堆（MOSART）的β_eff进行了计算,并分析了熔盐在堆外流动时间和熔盐入口速度对β_eff的影响。计算结果表明:固定堆芯入口速度,熔盐在堆芯外流动的时间增加,β_eff会减小;固定熔盐在堆芯外流动时间,熔盐在堆芯入口速度增大,β_eff会减小。

定位格架模型对子通道分析程序的影响研究

董思莹, 刘扬, 单建强

2017, 38(S1): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0041

摘要(12) PDF(0)

摘要:
子通道分析程序只能进行简单的定位格架模型分析,对格架的考虑仅以形阻系数表示,仅能反映轴向的平均阻力效应,难以反映格架上不同角度和排布的交混翼对流场及温度场的影响,不能准确反映格架中的交混翼对局部参数的影响。本文通过选用适当的阻力经验关系式,引入交混翼几何尺寸及交混翼角度,将交混翼对流体产生的力定量地表示出来,添加至动量方程中,建立了新的交混翼分布式阻力模型,并将其耦合到ATHAS子通道分析程序中。程序经过对5×5棒束组件在不同结构下的计算,对比有交混翼和无交混翼子通道内的流场,研究不同形状、角度、排列方式的交混翼产生的效应。

竖直与倾斜条件下3×3棒束通道内流场数值模拟研究

唐红

2017, 38(S1): 45-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0045

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为了研究竖直及倾斜条件对堆芯热工水力特性,采用RANS模拟对棒束通道进行了数值模拟,分析了静止及倾斜条件下棒束通道内流场特征及温度分布。模拟结果表明:在入口流速相同的情况下,倾斜会使棒束通道间隙处主流速度略微减小,且倾角越大,间隙处主流流速越大。倾斜条件使得棒束通道内温度场分布发生改变,随着倾斜角度的不断增大,主流最大温度不断增加,导致棒的壁面温度增大,不利于反应堆安全。

辐照损伤对反应堆压力容器钢电磁性能的影响

李承亮, 李远飞, 陈骏, 刘飞华, 束国刚

2017, 38(S1): 49-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0049

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中电、磁性能的变化规律研究方面所开展工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后通过探索指出了反应堆压力容器钢在服役时力学性能、电性能与磁性能之间的潜在关联,以此为基础形成无损评估技术,可为反应堆压力容器钢辐照监督提供一个新的思路,并可作为现阶段传统辐照监督破坏性试验评价方法的一个重要补充。

辐照损伤对反应堆压力容器钢微观组织结构的影响

李承亮, 李远飞, 莫华均, 刘飞华, 陈骏, 束国刚

2017, 38(S1): 54-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0054

摘要(13) PDF(0)

摘要:
介绍了透射电子显微镜、小角散射技术与正电子湮没技术应用于反应堆压力容器钢辐照损伤过程中微观组织结构的演变规律的情况,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足,最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照损伤微观组织演变研究工作的必要性与重要性。

高温气冷堆乏燃料分析实验室设计与设备研究

赵宏生, 王桃葳, 刘小雪, 徐刚, 陈晓彤, 李自强, 刘兵

2017, 38(S1): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0058

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对我国高温气冷堆乏燃料研究设施的空白,研究设计了专门用于高温气冷堆球形燃料元件辐照后性能研究的乏燃料分析实验室和专用工艺设备。基于球形燃料元件与包覆燃料颗粒的特殊结构,所设计的乏燃料分析实验室包括5间热室、6个手套箱和辅助设施,研究设计了专用的工艺实验设备,能够对辐照后的高温气冷堆燃料元件和包覆燃料颗粒进行宏观检查、燃耗测量、元件解体、模拟事故条件加热、辐照微球γ测量分析破损率,通过金相显微镜和扫描电镜进行微观结构分析,开展燃料元件的辐照失效机理研究。

He离子辐照对锐钛矿TiO₂薄膜结构与性能的影响

王佳恒, 王龙, 杨吉军, 廖家莉, 杨远友, 刘宁

2017, 38(S1): 62-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0062

摘要(15) PDF(0)

摘要:
用多弧离子镀方法制备锐钛矿二氧化钛（TiO₂）薄膜,研究不同剂量与能量的He离子辐照对TiO₂薄膜结构与性能的影响。用X射线衍射仪（XRD）、激光拉曼光谱（RM）、场发射扫描电镜（SEM）、原子力显微镜（AFM）、四探针仪（FPPT）和紫外可见分光度仪（W）分别表征辐照前后TiO₂薄膜相结构、分子结构、结构形貌、电阻率及光反射率。结果表明:薄膜的相结构未发生明显转变;薄膜电阻率与结晶度发生变化;薄膜柱状结构逐渐消失;辐照剂量一定时,He离子能量越小,薄膜表面粗糙度与光反射率越大;能量一定,剂量越大导致薄膜光反射率越小。

核石墨的氙离子辐照效应

黄庆, 李健健, 黄鹤飞, 闫隆, 朱智勇

2017, 38(S1): 67-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0067

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用氙离子辐照表面抛光的IG110核石墨样品,对辐照后核石墨样品的表面形貌和辐照损伤进行表征。结果表明,室温辐照导致石墨晶粒严重的各向异性肿胀。但肿胀并未导致晶间裂纹的产生,这被归因于核石墨的辐照蠕变机制。严重的肿胀导致核石墨大量孔隙收缩,说明在熔盐堆中辐照在一定剂量范围内不会促进熔盐对核石墨的浸渗。通过拉曼光谱的分析推断,G峰宽度随着辐照剂量的增加而单调增加,随着退火温度的增加又逐渐减小,因而是表征核石墨辐照损伤的很好的参数。

核燃料元件三维中子成像定量无损检测方法研究

魏国海, 陈东风, 韩松柏, 刘蕴韬, 武梅梅, 贺林峰, 王雨

2017, 38(S1): 71-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0071

摘要(18) PDF(0)

摘要:
中子照相是无损检测技术（NDT）中的一种。可用于检测核燃料元件内部缺陷、确定燃料芯块中²³⁵U富集度、检测燃料内可燃毒物、确定包壳氢聚的位置及含量等。传统的核燃料元件中子照相方法获得二维检测成像,无法获得芯块碎片形貌、芯块内部颗粒分布、包壳破损状态等缺陷的三维立体形态信息。本文介绍在中国先进研究堆（CARR）及德国亥姆霍兹柏林研究中心（HZB）开展的核燃料元件三维中子成像定量NDT方法研究。缺陷的三维定量可获得内部杂质的三维成像,并可定量测量相关参数。包壳氢聚的三维测量可实现几乎所有包壳位置的氢聚含量定量测量。

国产A508-3钢辐照前后小样品断裂韧性测试分析

林赟, 佟振峰, 宁广胜, 杨文

2017, 38(S1): 74-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0074

摘要(22) PDF(0)

摘要:
国产A508-3钢是反应堆压力容器(RPV)用钢,属于低合金铁素体钢,这类材料具有明显的韧脆转变行为,并且在经受中子辐照后,产生明显的辐照脆化效应,降低材料韧性,增加脆性断裂的风险。为掌握中子辐照对压力容器钢断裂韧性的影响,本文研究并掌握了国产A508-3钢0.5CT样品断裂韧性测试技术,并对辐照前后断裂韧性数进行比较,分析了中子辐照对A508-3钢断裂韧性的影响。

压力容器模型钢中富MnNi沉淀籽核构型探究

王东杰, 贺新福, 豆艳坤, 吴石, 杨文

2017, 38(S1): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0077

摘要(14) PDF(0)

摘要:
富Mn Ni沉淀(MNP)是低Cu压力容器钢(如A508-Ⅲ钢)在高剂量(如60～80 a寿期剂量)下引起脆化的主要因素之一,用分子静力学(MS)计算了溶质及缺陷之间的结合能与形成能,依据能量最低原理找出2类可能形成MNP的籽核构型:空位型籽核和间隙型籽核,其中空位型籽核为Cu-空位复合体(Cu-nVac,n≥3);间隙型籽核为混合型FeMn<110>-X(X为Mn、Ni或Cu等)复合体。

中子辐照对15MnTi钢力学性能影响

郑全, 佟振峰, 宁广胜, 张长义, 杨文, 钟巍华

2017, 38(S1): 82-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0082

摘要(17) PDF(0)

摘要:
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1.5066×10¹⁸cm^-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。

核电厂AFA 3G钆棒破损原因分析

王鑫, 褚凤敏, 卞伟, 郭一帆, 钱进, 颜田玉, 刘金平, 梁政强

2017, 38(S1): 85-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0085

摘要(15) PDF(0)

摘要:
核电厂运行期间,发现冷却剂放射性水平增高,怀疑1根钆(Gd)棒发生破损。通过在中国原子能科学研究院进行的热室检验,确定该Gd棒下端塞环焊缝处存在破损,且堵孔焊点失效。利用氢分析仪对上、下端环焊缝附近以及破损的下端塞进行了氢分析,检验结果表明:下端塞环焊缝处的氢含量为1720μg/g,为二次氢化破口;上端塞附近氢含量为133μg/g,破损堵孔焊点为Gd棒的初次破口。堵孔焊点失效是钆棒破损的根本原因。

Zr-2.5Nb合金压力管材料微观组织研究

郭丽娜, 韩华, 卞伟, 褚凤敏, 钱进, 梁政强

2017, 38(S1): 89-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0089

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用电解渗氢法制备出氢含量为60mg/g的压力管材料Zr-2.5Nb合金。利用X射线衍射仪（XRD）、金相显微镜（OM）、透射电子显微镜（TEM）研究了Zr-2.5Nb合金微观结构,采用扫描电镜（SEM）观察了Zr-2.5Nb合金氢致延迟开裂（DHC）断口形貌。结果表明:Zr-2.5Nb合金基体为密排六方结构的a-Zr相,远离裂纹尖端区域晶粒较大（大于5mm）,裂纹尖端对应区域的基体晶粒较小（1mm左右）;面心立方结构δ-ZrH_1.66呈条片状平行于轧制方向分布;体心立方结构的第二相Nb颗粒尺寸为50～500 nm,在晶粒内部均匀分布,晶界附近成串状分布;试验温度为250℃时,预制疲劳裂纹平行于轧制方向的试样,裂纹呈现步进式生长,每步生长的距离大致相当于氢化物的尺寸,约为20mm。

Zr-2.5Nb压力管材料氢致延迟开裂行为研究

卞伟, 郭丽娜, 钱进, 褚凤敏, 王华才

2017, 38(S1): 94-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0094

摘要(14) PDF(0)

摘要:
研究了含氢60μg/g的Zr-2.5Nb压力管材料的氢致延迟开裂（DHC）行为,采用"力值波动监测法"来监测试样DHC裂纹扩展情况,计算了不同试验条件下试样的应力强度因子门槛值（KIH）和氢致延迟开裂速率（DHCR）,同时研究了温度和轧制方向对DHC行为的影响规律。结果表明:实验温度为250℃时,Zr-2.5Nb合金DHCR范围为5.15×10^-8¹5.14×10^-8 m/s,KIH值范围为16.55～18.49 MPam^1/2;实验温度为200℃时,DHCR范围为2.11×10^-8².36×10^-8 m/s,KIH值范围为26.22～30.89 MPam^1/2。随着温度的降低,DHCR减小,KIH值升高。预制裂纹方向垂直于轧制方向时,DHC开裂现象不明显。

辐照导致奥氏体不锈钢内位错环演化行为模拟

吴石, 贺新福, 贾丽霞, 豆艳坤, 王东杰, 杨文

2017, 38(S1): 99-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0099

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为了描述和预测奥氏体不锈钢材料在辐照条件下位错环的演化行为,本文基于平均场速率理论结合分子动力学方法建立辐照诱导奥氏体不锈钢内位错环演化的物理模型,模拟电子、中子辐照诱导奥氏体不锈钢内位错环的演化行为,模拟结果与实验结果吻合很好。在此基础上探究了中子辐照产生的存活缺陷对材料内位错环演化行为的影响,研究表明级联碰撞过程中的缺陷存活率、缺陷成团率以及四间隙原子团簇所占的团簇份额是影响位错环演化行为的主要参数,而双间隙原子团簇份额和三间隙原子团簇份额之间比例对位错环的演化没有影响。

秦山一期核电厂乏燃料棒包壳外表面氧化膜内应力研究

汤琪, 王华才, 附程, 梁政强

2017, 38(S1): 105-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0105

摘要(16) PDF(0)

摘要:
锆合金在压水堆中常用作包壳材料,而包壳的腐蚀限制了燃料的堆内使用寿命。为了增加核燃料的燃耗,有必要研究包壳的腐蚀过程。以秦山一期核电厂乏燃料棒为研究对象,对包壳外表面氧化膜的内应力和物相组成进行分析,对径向氧化膜显微形貌进行观察。结果表明,氧化膜中存在压应力,从燃料棒底端到顶端,应力逐渐减小,当降低到最低值时,应力逐渐稳定下来,最后在气腔处又突然增加;压应力对稳定四方相有着非常重要的作用,随着氧化层中裂纹与孔洞的发展,应力得到释放,氧化膜的物相逐渐转变为单斜相。

核电厂乏燃料棒包壳表面氧化膜拉曼光谱分析

王华才, 汤琪, 附程, 梁政强

2017, 38(S1): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0110

摘要(14) PDF(0)

摘要:
通过拉曼光谱法研究秦山核电厂一期反应堆内运行后的燃料棒Zr-4合金包壳外表面不同部位氧化膜的晶体结构。结果表明,在燃料棒底端,腐蚀程度相对较低,含有较高含量的四方相,表面也呈致密黑色,随着距底端的距离增加,腐蚀程度增加,外表面由黑白相间过渡到疏松白色,氧化膜中四方相氧化锆含量逐渐减少,逐渐转变为单斜相;在径向上,从氧化膜/金属界面到表面,四方相含量逐渐减少,单斜相氧化锆含量升高。与堆外试验结果类似,即四方相向单斜相氧化锆的转变决定锆合金包壳材料在堆内的抗腐蚀性能,单斜相含量越高,腐蚀速率越高,耐腐蚀性能越差。

Cr析出物硬化机理的原子尺度模拟研究

贾丽霞, 贺新福, 豆艳坤, 吴石, 王东杰, 杨文

2017, 38(S1): 115-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0115

摘要(16) PDF(0)

摘要:
铁素体钢在热老化及辐照下会析出富Cr的α’相,该相会阻碍位错运动,引起材料硬化和脆化。研究位错与Cr析出物的相互作用机理是研究铁素体钢辐照硬化的前提。利用分子动力学方法(MD)研究BCC-Fe体系中Cr析出物与刃型位错(ED)的相互作用机理,并考虑Cr析出物尺寸、析出物中Cr含量、切过位置等因素的影响,结果表明:位错以切过的方式通过Cr析出物;Cr析出物对位错运动的阻碍作用随着析出物尺寸增大而增大;Cr析出物中的Cr含量越高,对位错运动的阻碍作用越强;当位错沿析出物赤道面通过时,所需临界剪切应力(CRSS)值最大。

含单空位纯α-Zr晶体的结构、电子和能量性质的第一性原理研究

温榜, 潘荣剑, 吴璐, 张伟, 伍晓勇, 何文, Kharchenko Vasyl O., Kharchenko Dmitrii O.

2017, 38(S1): 121-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0121

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用第一性原理方法,使用Win2k软件对含不同单空位浓度纯α-Zr体系的结构、电子和能量性质开展了研究,获得了含不同单空位浓度的纯α-Zr晶格常数的变化,并计算了其电子密度、态密度和能带结构。结果表明,随着单空位浓度的升高,纯α-Zr的晶格常数减小;当空位作为纯α-Zr晶格中Zr原子的第一近邻原子时,其电子密度在相邻Zr原子的方向上延伸,而不含空位的Zr原子的电子密度呈对称分布;随着体系空位浓度的降低,总态密度主峰升高,能带结构和费米面变得更加复杂。

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

孙凯, 冯明全, 李国云, 吴亚贞, 李福荣

2017, 38(S1): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125

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摘要:
将国产反应堆压力容器（RPV）材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子（E>1 MeV）注量为3.0×10¹⁹cm^-2。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_NDT为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT₀为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_T0代替RT_NDT作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。

中子辐照后B₄C/Al材料断裂机理分析

席航, 张海生, 吴璐, 孙凯, 彭艳华, 莫华均

2017, 38(S1): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0129

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为评价辐照对B₄C/Al中子吸收材料力学性能的影响,测试了B₄C/Al中子吸收材料辐照前后的硬度、拉伸性能,并采用扫描电子显微镜（SEM）进行断口观察和显微组织分析,探讨断裂机理。结果表明:辐照后B₄C/Al中子吸收材料洛氏硬度升高,屈服强度上升37 MPa,抗拉强度上升32 MPa,断裂伸长率下降3.6%;辐照前后B₄C/Al中子吸收材料拉伸试样均为脆性断裂;辐照后Al基体的位错增殖以及B₄C颗粒与Al基体界面变化是导致B₄C/Al中子吸收材料力学性能提高的主要原因。

载荷分离法对国产A508-Ⅲ钢断裂韧性的适用性测试

雷阳, 李国云, 孙凯, 张海生, 席航

2017, 38(S1): 133-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0133

摘要(9) PDF(0)

摘要:
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J_Q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（T₀）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。

辐照后RPV焊材EG-F2N钢冲击数据异常试样的显微组织研究

彭艳华, 朱伟, 唐洪奎, 杨帆, 冯明全, 温榜

2017, 38(S1): 136-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0136

摘要(19) PDF(0)

摘要:
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Al₂O₃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Al₂O₃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。

HRTEM原位加热研究Zr-4合金氧化过程中的晶格演化

王桢, 周邦新, 朱伟, 温榜, 唐洪奎, 方忠强

2017, 38(S1): 140-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0140

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用高分辨透射电镜（HRTEM）原位氧化的方法,研究了Zr-4合金腐蚀初期的行为,为认识Zr-4合金在氧化膜与金属基体界面的氧化行为提供参考。原位氧化实验结果显示ZrO₂的形核过程伴随着连续的晶格演化:ZrO₂形成前,氧原子不断固溶到α-Zr的晶格间隙中,形成若干不连续的富氧区,随着氧含量的增加,富氧区晶格之间产生较大应变促使晶格出现调制以及形成面心立方结构ZrO亚氧化物,亚氧化物由取向接近的畴结构组成,随着反应的继续晶格连续演变直到形成m-ZrO₂。

三坐标尺寸测量技术在热室内的应用研究

熊源源, 任亮, 江林志

2017, 38(S1): 145-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0145

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摘要:
采用经过系统改进的三坐标尺寸测量设备对燃料元件或组件的尺寸进行了热室内测量研究,在精确定位和分段测量的基础上实现了各项自动测量。测量内容包括板型元件厚度、管型元件直径及椭圆度、组件形位尺寸及起泡高度等。结果表明:三坐标尺寸测量技术能够应用于热室内的各项尺寸测量,并且具有高达2μm的测量精度。

管状燃料组件辐照后尺寸测量

任亮, 熊源源, 江林志, 陈哲, 邝刘伟, 郭成明, 余飞杨, 尹春艳

2017, 38(S1): 150-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0150

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摘要:
主要介绍某新型管状燃料组件辐照后尺寸测量的检查内容、检查方法及检查结果,对尺寸测量结果进行初步评价。结果表明:燃料组件辐照后总长与辐照前相比略有增长,平均增长0.71 mm;辐照后组件弯曲度基本无变化;辐照后对边距最大增长0.17 mm,最小增长0.07 mm;各层燃料管水流间隙整体呈减小趋势,最大减小0.33 mm;燃料管外径最大增长0.13 mm,内径最大减小0.20 mm。

高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证

王皓, 向玉新, 徐涛忠, 张平, 朱磊

2017, 38(S1): 154-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0154

摘要(15) PDF(0)

摘要:
材料辐照考验是高通量工程试验堆(HFETR)的主要任务之一,辐照孔道内样品中子注量率的准确计算是进行材料辐照试验的前提。介绍了HFETR材料辐照中子注量率计算的方法,并利用P15孔道材料辐照的计算值与实测值进行对比,对比结果显示,计算值与实测值偏差为7.14%,满足材料辐照考验的预示计算要求。

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

马立勇, 向玉新, 王皓, 张平, 操节宝

2017, 38(S1): 157-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0157

摘要(12) PDF(0)

摘要:
钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10²⁰cm^-2（±15%）(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃（允许偏差±50℃）。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆（HFETR）第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10²⁰cm^-2（E>0.1 Me V）,而中子注量测量结果为4.83×10²⁰cm^-2（E>0.1 Me V）,基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。

独立温度补偿型高温材料辐照考验装置设计研究

聂良兵, 杨文华, 童明炎, 徐斌

2017, 38(S1): 160-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0160

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为实现材料堆内650±50℃的高温辐照考验,提高辐照温度的均匀性,进行了高温材料辐照考验装置的设计研究。通过筛选合适的材料进行辐照考验装置的加工制造,提高了辐照考验装置的耐高温性能。以条件辐照试验结果为基础,对辐照考验装置进行了热工分析,提出了阴阳面温度独立控制技术和阶梯间隙温度补偿技术,确定了辐照考验装置的关键尺寸,实现了650±50℃的辐照温度,减小了辐照温度的差异。

功率跃增辐照装置氦屏结构优化

张亮, 邱立青, 童明炎, 孙胜, 杨文华, 汪海, 李炳林

2017, 38(S1): 164-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0164

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡罗(MCNP)程序对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的功率跃增辐照考验装置进行物理计算,并采用多优化目标加权评分方法评价不同氦屏结构设计的优劣度。研究结果表明,保持氦屏内侧位置不变时,氦屏气体层的厚度越大,燃料芯块的功率越低;氦屏气体层厚度为2～5 mm时,燃料功率变化范围满足要求,厚度为3～4 mm时较佳。氦屏气体层为3 mm时,氦屏与燃料棒的距离越远,其对燃料芯块处热中子注量率的削减效果越小,对燃料棒功率的控制能力越差,试验时的正反应性引入量呈增大趋势。对于典型装载的HFETR堆芯,处于燃料区域边缘的功率跃增辐照装置,氦屏厚度为3 mm、氦屏内侧冷却水流道宽度为2 mm时的结构为优劣度评分最高的优化氦屏结构。

燃耗深度对U₃Si₂-Al弥散型燃料元件芯体中气孔的影响研究

何文, 伍晓勇, 吴璐, 温榜, 朱伟, 张伟, 潘荣剑, 王桢, 黄伟杰

2017, 38(S1): 170-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0170

摘要(10) PDF(0)

摘要:
辐照过程中,燃料颗粒内部会产生裂变气体形成气孔,将对其热/力学性能造成显著影响。采用带屏蔽的金相显微镜（OM）、扫描电镜（SEM）和能谱仪（EDS）对辐照后U₃Si₂-Al弥散型燃料中U₃Si₂燃料颗粒的显微组织进行了观察,统计分析了燃料颗粒内气孔的形貌、尺寸及分布,获得气孔平均尺寸及孔隙率随燃耗深度的变化规律。结果表明,裂变密度在2.34×10²⁷³.74×10²⁷m^-3范围内时,U₃Si₂-Al燃料颗粒中的裂变气体气孔的形貌未发生较大改变,均呈球状。而裂变气体气孔平均尺寸以及孔隙率均随着裂变密度的增加而增大,存在两个阶段:裂变密度在2.34×10²⁷³.19×10²⁷m^-3范围内,稳态增长;裂变密度在3.19×10²⁷³.74×10²⁷ m^-3 范围内，加速增长。

压水堆燃料组件辐照考验技术研究

茹俊, 庞华, 焦拥军, 徐丹, 王坤, 刘洋华, 王浩煜

2017, 38(S1): 175-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0175

摘要(19) PDF(0)

摘要:
燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。

留言板

2017年第38卷第S1期

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