韩志宇
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徐伟
,
梁书锦
,
陈小林
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张鹏
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曾光
,
闫飞
钛工业进展
钛合金是制造核反应堆壳体的理想材料,俄罗斯对壳体用钛合金进行了大量的系统研究并已成功实现应用,为此,对俄罗斯核反应堆壳体用钛合金的研究进展进行了简要介绍.俄罗斯研究人员根据核反应堆壳体的服役条件,确定了核反应堆壳体对钛合金的性能要求,并采用优选法和因素分析法对合金成分进行设计,系统研究了合金元素对抗辐射性和热稳定性的影响,确定了壳体用钛合金的最佳成分为Ti-Al-V-Zr系合金.此外,采用高纯海绵钛经过熔炼、锻造、轧制成功生产出了组织及性能均满足反应堆壳体使用要求的钛合金环材产品.
关键词:
核反应堆壳体
,
钛合金
,
中子辐照
,
抗辐射性能
郑中成
,
郭立平
,
唐睿
原子核物理评论
doi:10.11804/NuclPhysRev.34.02.211
超临界水冷堆(SCWR)是第四代核电站的主力堆型之一,高温、高压、超临界水环境下的辐照损伤问题是其燃料包壳材料面临的最大挑战.SCWR燃料包壳候选材料主要包括锆合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体不锈钢、镍基合金、ODS合金五大类,奥氏体不锈钢是最有希望的候选材料.介绍了近年来在这个领域国际上的主要研究进展.作者所在团队也对多种SCWR的候选材料进行了辐照损伤研究,包括:镍基合金C-276和718、铁素体/马氏体钢P92、奥氏体不锈钢AL-6XN和HR3C.对AL-6XN的氢离子辐照实验发现,辐照产生的缺陷主要是间隙型位错环,伯格斯矢量为1/3<111>,在较高剂量(5～7 dpa)辐照下,出现空洞肿胀.在氢滞留的影响下,位错环有着独特的演化规律,总结提出了位错环的四阶段演化过程.
关键词:
超临界水冷堆
,
燃料包壳材料
,
辐照损伤
,
中子辐照
张海亮
,
张明福
,
左洪波
,
韩杰才
,
钟玉荣
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郭怀新
稀有金属材料与工程
选用能量为0.1～500 MeV、总注量为1.0×10~(18) neutron/cm~2的快中子对α-Al_2O_3单晶进行辐照.采用吸收光谱和荧光光谱研究了α-Al_2O_3单晶经辐照后的缺陷形成及光学性能变化.α-Al_2O_3单晶经快中子辐照后出现着色现象,在206、228及256 nm等处出现吸收峰.荧光光谱出现了326、331及379 nm等荧光吸收峰值.分析表明,中子辐照在α-Al_2O_3单晶中产生了F~+、F_2及F_3~+等色心类型,该类吸收色心起源于α-Al_2O_3单晶中氧空位,并计算了辐照退火前后的色心浓度N.正电子湮没寿命结果表明,经快中子辐照后,α-Al_2O_3单晶产生单空位及多空位,且多空位浓度增大幅度比单空位的增大幅度大.
关键词:
α-Al_2O_3单晶
,
中子辐照
,
色心
