氢化-脱氢法制备U-Mo合金粉末

U-Mo合金应用于低浓缩高密度弥散型燃料，发展前景很好。燃料制备要求必须将U-Mo合金转换成粉末状。 氢化-脱氢工艺是实现这种转换的方法之一，它基于α-U可以形成一种脆且相对密度低的UH3化合物。用下文描述的方法已经制出了U-Mo合金粉末。 为了使U-7wt％Mo合金的γ-U部分地向α-U转变，在不同温度范围对其进行热处理。再经过氢化使α-U转变为UH3。由于氢化物使材料变脆，从而便于制成U-Mo粉末。 通过光学显微镜、电子扫揣仪和X-射线衍射来观察该工艺不同时期的实验结果。     

评定结构材料临界脆性温度的新方法简介

在重要零部件（特别是核容器）的产品质量控制和防脆断安全分析中，经常使用以不同试验方法所取得的材料脆性断裂抗力参量，如冲击转变温度Ｔｃ和ＦＡＴＴ，无延性转变温度ＴＮＤＴ以及参考转变温度ＲＴＮＤＴ，近年来，原苏联学者在ＣＮＩＴＴ－ＭＡＳＣＨ开发了一种计算材料临界脆性温度的新方法，本文特就此作一简介。     

Cu-Zn-Al合金中的马氏体转变

Cu—Zn—Al合金具有形状记忆效应、超弹性和高阻尼本领,其潜在用途与特征性能的某些参量例如正。反马氏体转变温度、在M_3以上给定温度感生马氏体所需的应力以及在任一温度的阻尼本领等的稳定性和“预马氏体转变”相关。因此在形状记忆合金的研究中时效效应问题一直受到重视,而预马氏体转变作为一个新颖的研究领域正引起人们极大的兴趣。     

形变Ni_3Mn合金的磁学和正电子湮灭谱学研究

正电子湮灭技术对于有序相具有一定的识别能力。继研究CuAu系和Ni_3Mn合金的有序结构对正电子湮灭角关联曲线的影响之后,Doyama、Kuribayashi和Fukushima等相继测得在有序转变过程中正电子湮灭参数的变化。     

Zr-Sn-Nb-Fe合金两相区流变行为与本构模型研究

为准确描述材料的高温流变行为，本文通过利用单向压缩试验对Zr-Sn-Nb-Fe合金在温度为650～800℃、应变速率为0.01～1 s^-1时的热变形行为进行研究，建立了Zr-Sn-Nb-Fe合金应变补偿型Arrhenius本构模型，并评估了该模型的预测能力。结果表明，Zr-Sn-Nb-Fe合金是一种对温度和应变速率较敏感的材料，其流变曲线呈现为动态再结晶型，流动应力随变形温度的升高和应变速率的降低而减小。采用本文所建本构模型对Zr-Sn-Nb-Fe合金的流动应力进行预测，结果显示，各工艺参数下流动应力预测值与实验值均吻合良好，模型预测值与实验值的平均相对误差绝对值为4.77%,相关系数为0.988 3,表明模型的预测精度较高。     

钼铼合金对掉落临界安全的影响

发射阶段的掉落临界安全是空间快堆设计中的重点和难点。目前空间快堆保证掉落临界安全的常用手段之一是采用谱移材料兼作结构材料。钼铼（Mo-Re）合金因其优异的谱移性能和高温性能常用作空间快堆的谱移材料和结构材料。本文以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象，采用MCNP程序计算并分析了不同Re含量的Mo-Re合金对掉落临界安全的影响及其机理。计算结果及分析表明：Re含量不同，反应堆掉落工况对临界安全影响也不同；能谱软化和Re含量增加引起的Re共振吸收增强是最严重掉落工况转变的主要因素。     

液态铅铋氧浓度测量技术初步研究

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃T350℃温度范围,氧传感器在350℃T400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV。     

9Cr3W低活性马氏体钢微观组织及力学性能的初步研究

通过提高W含量，调整V、Ta、Ti、N等微合金元素含量，设计了9Cr3W型低活性马氏体钢。研究了该钢的微观组织结构与硬化、时效及相转变行为，对其进行了拉伸性能和冲击韧性测试。与Eurofer97钢相比，该钢表现出优良的高温拉伸性能。分析了9Cr3W钢用作超临界水堆堆芯内部件及包壳材料的可行性，其高温力学性能远优于Zr合金包壳材料;拉伸性能与T91钢相当，且韧脆转变温度低于T91钢，冲击吸收功上限高于T91钢，具有优良的冲击韧性;9Cr3W钢的高温瞬时强度低于奥氏体316不锈钢，成为制约其用于超临界水堆堆芯内部件及包壳的因素之一。     

Preliminary study on the measurement technology of oxygen concentration in liquid lead bismuth

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料.氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验.实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃＜T＜350℃温度范围,氧传感器在350℃＜ T＜400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV.     

La2/3Ca1/3MnO3薄膜结构与输运性质

用磁控溅射方法在不同单晶衬底材料上制备了一系列含La2／3Ca1／3MnO3(LCMO)薄膜。当薄膜厚度大于200A,在我们实验条件下可观测到金属．绝缘体转变,且转变温度随厚度和衬底材料而变化。渗流电阻模型被用来解释薄膜材料的电输运特性,结合薄膜外延特性(晶格失配)和薄膜与衬底的相互作用,及薄膜表面、界面粗糙度的测量可知薄膜的剩余电阻、极化子的激活能、金属．绝缘体转变温度等密切与薄膜质量相关。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼(Mo)中加入铼(Re)可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1 550 K以下温度,Mo-Re合金与UO_2的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1 800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能，提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时，Mo-Re合金延伸率接近40%，加工性能最好，而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度，Mo-Re合金与UO₂的相容性较好。在1 300 K以下时，Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时，Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性，且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料，可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结，为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

氧化物高温超导材料“YBa_2Cu_3O_(7-x)”超导相含量测量研究

描述了利用变温振动样品磁强计测量氧化物YBa_2Cu_3O_(7-x)磁转变温度。出现抗磁性温度和磁化率与温度变化的关系曲线,并对该材料超导相含量进行了计算。     

Determination of Na and Fe in High-level Liquid Waste by Gloved Atom Absorption Spectrometry

国产核电厂（300MW）反应堆压力容器用A508-3钢制造，它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。由于反应堆的中子辐照效应，钢的韧性下降，无延性转变温度上升，即钢材从韧性向脆性转变，从而增加了容器突发性脆性断裂的可能性。     

静态铅铋中Pt/Air型氧传感器性能初步研究

液态铅铋合金氧测控作为加速器驱动次临界系统(ADS)的关键技术之一,对抑制结构材料腐蚀具有重要作用。为深入开展氧测控技术研究,自主研制液态铅铋氧测量及控制实验装置,并基于该装置开展Pt/Air型氧传感器在饱和氧浓度下的稳定性与精确性测试实验。结果显示,在625~786K温度范围内,Pt/Air型氧传感器电压信号经过传热产生的弛豫(750s)之后稳定性表现良好,测量值的最大绝对偏差为10mV,最大相对偏差为1.5%,与理论值符合较好,其偏差主要来自热电压及氧化物的影响。     

环形燃料零功率物理实验装置设计

正环形燃料零功率物理实验装置是一座立式小型多功能临界装置,以轻水作为慢化剂和反射层,以镉作为安全棒、调节棒材料,临界装置的三维结构如图1所示。临界装置堆芯将采用栅距为23.6mm的方形栅格排布,将~(235)U富集度为4.95%的UO_2环形燃料元件(F型)与含Gd_2O_3分别为5%(G1型)、8%(G2型)和10%(G3型)的3种Gd_2O_3-UO_2混合环形燃料元件排列于内部,将~(235)U富集度为3%的UO_2实心燃料元件(C型)排列在外部,其余棒位     

用正电子湮灭研究SmCo_5永磁体室温至740℃的组织变化

SmCo_5永磁合金是一种用途广泛的永磁材料,其居里点约为740℃。为找出材料在400℃以上性能变坏的原因,尝试进行了室温至740℃温度范围内等时(2小时)退火处理的SmCo_5合金的正电子湮灭研究。结果发现,材料中明显地存在着沉淀相的析出。作者认为,至少不能排除这一过程作为影响磁性的重要原因。 正电子平均湮灭率λ_(ap)能反映材料的基体性质。它的倒数称为材料的基体正电子寿命τb,     

MCNP温度相关中子截面库制作方法

在截面库研制过程中,着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点;使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE (A Compact ENDF) 格式的点截面文件,供MCNP程序使用.验证过程应用了3种不同类型的临界基准题:简单的球形几何基准题、板式燃料元件实验装置和带有可燃毒物的堆芯.结果表明,3种临界基准题所得到的验证结果均较为理想,在精确度方面也达到了要求.证明了使用NJOY制作截面库方法的正确性.     

钢的辐照脆化与积分快中子通量的关系

一、引言众所周知,钢材受快中子辐照后要变脆,材料脆化程度的标志之一是延性-跪性转变温度。快中子辐照后,转变温度要升高,其增值(△T)与积分快中子通量(Φ)之间存在某种函数关系。国外通过大量实验证实△T～Φ~(1/2)或Φ~(1/3)关系,有些理论工作者从理论上也可     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区（即压力容器筒体正对活性区的环带）材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温