原子能用钼-钒合金

一、对原子能用钼合金性能的要求高温原子能反应堆,即高温气冷堆、增殖堆、核聚变反应堆等对材料特性的要求有很多共同点,诸如:高温强度;与氦、锂、钠等的共存性;耐照射损伤性等。用作核聚变反应堆的等离子壁时,材料所必须具备的性能如下:     

抗辐照材料研究进展

用于核反应堆的新候选材料研发是一项重要任务。由于反应堆环境恶劣,堆芯材料在高温下应具有良好的综合性能,如良好的强度、延展性、耐腐蚀性能和耐辐照性能等。此外,还应考虑低中子吸收横截面和中子活化。典型的空间核反应堆核心材料的选择主要由工作温度决定。随着反应堆设计工作温度的升高,一般以316不锈钢、镍基高温合金、氧化物分散强化（ODS）钢、铌合金、难熔金属和SiC陶瓷的顺序来选择设计堆芯材料。此外,高熵合金已经引起核领域的广泛关注。本文综述了以上不同材料体系在辐照过程中的力学性能演变,为进一步提升抗辐照性能提供研究指导。     

铅铋堆用T91钢耐腐蚀性能及脆化现象研究进展

铅基反应堆结构的完整性和可靠性是反应堆服役期间安全运行的基础.结构材料的服役环境非常苟刻,会受到快中子辐照、高温液态金属的腐烛与冲刷及应力等的综合作用,因此对材料的性能要求非常高.T91钢具有良好的导热性能、低的膨胀系数和良好的抗辐照性能,一直被认为是发展核电技术的首选结构材料.综合叙述了T91钢在铅铋合金液相容性研究现状,总结了耐腐蚀性能和腐蚀后脆化性能的研究进展,给出未来堆用T91钢的发展趋势.     

钨铼合金制备工艺及其热负载行为的研究现状

钨凭借其优异的性能,已成为核聚变堆面向等离子体材料的候选材料之一。在核聚变堆运行过程中,钨将面临高热负载辐照、高氢/氦等离子体辐照和高能中子辐照。其中,钨经中子辐照后会产生嬗变元素铼,随着核聚变反应的进行,这些元素将在钨中持续产生和积累,形成嬗变产物钨铼合金。因此,钨面向等离子体材料的热力学参数和耐热负载性能会发生变化,这将关系到钨面向等离子体材料的服役性能,甚至关系到反应堆的稳定运行问题。目前,由于在实验室条件下核聚变高能中子的产生受限,故而对嬗变产物钨铼合金的研究主要基于实验室制备的钨铼合金。本文综述了现阶段钨铼合金的主要制备工艺及其热负载行为,分析了钨铼合金热辐照行为中存在的问题,希望能为未来核聚变堆中钨面向等离子体材料的早日应用提供参考。     

难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的机遇与挑战

传统反应堆结构材料性能已趋于极限,亟需开发新型材料。难熔高熵合金是以多种难熔元素作为主元的新型金属材料,具有独特的力学、物理和化学性质,尤其在高温力学、抗辐照等方面表现出优异的性能。难熔高熵合金在第4代核裂变反应堆包壳材料、核聚变堆面向第一壁材料等关键领域具有广阔的应用前景。本文结合具有代表性的文献,围绕难熔高熵合金的力学性能、抗辐照性能、抗氧化性能阐述了其强化机制与抗辐照机理,梳理了难熔高熵合金的发展脉络,在此基础上展望了难熔高熵合金在反应堆结构材料领域的应用前景。     

辐照损伤对锆合金电化学性能的影响

综述了堆内辐照对锆合金电化学性能影响的概况，浅析了堆内辐照损伤的机理，并重点探讨了主要的堆内辐照源——中子辐照对锆合金微观结构与氧化性能的影响。进一步阐述了堆外离子轰击模拟堆内中子辐照研究方法的进展概况，并就离子轰击实验参量的选择进行了较为深入的分析。     

高中子注量率研究堆（JHR研究堆）在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的应用

JHR研究堆是法国原子能与替代能源委员会（CEA）在建高中子注量率研究堆，拥有强大的辐照技术能力，可实现不同的辐照测试条件。本文总结了JHR研究堆的主要性能参数以及实验能力，论述了其在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的具体应用。     

国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究

对广泛用于压水堆核电厂压力容器材料的国产508－3低合金钢进行了模拟压水堆一回路介质条件下的腐蚀疲劳试验及辐照条件下材料及其焊接接头的冲击性能试验,研究了高温高压水和辐照的反应堆环境对材料特殊力学性能的影响,试验结果表明,高温水环境对国产508－3钢的低周疲劳性能有影响,但不明显,中子辐照引起508－3钢脆性加剧,但分析表明,材料的调整转变温度未超过设计规定的要求。     

核聚变堆偏滤器热沉材料研究现状及展望

偏滤器是磁约束核聚变装置最为关键的系统之一,直接承受强粒子流和高热流的冲击,服役环境十分苛刻,而满足偏滤器运行环境的热沉材料是聚变堆正常运行的关键之一.受控核聚变领域近30年的研究和工程经验表明,铜合金以高热导率、较高的强度、较好的热稳定性和抗中子辐照性能被认为是聚变堆偏滤器用热沉材料的首要候选材料,也可能是水冷偏滤器...     

Zr-Nb系合金堆外腐蚀性能的研究现状

根据现有研究成果,总结了Zr-xNb系合金的研究现状。Zr-xNb系合金的M5在辐照环境下表现出良好的抗腐蚀性能,使Zr-xNb系合金具有较大的研究应用潜力。从已获得的Zr-Nb系堆外腐蚀性能的数据证明,选择合适的Nb含量及加工工艺,可以大大提高锆合金的耐腐蚀性能,因此应该加快对Zr-Nb合金的应用研究,包括在反应堆内的辐照考验,以达到工程应用的目的。     

核聚变装置中钨材料损伤行为的研究进展

轻核聚变反应产生的核能是解决能源问题的有效途径。但核聚变堆中材料的工作环境苛刻,钨凭借其优异性能成为今后核聚变装置中最有前途的备选材料,然而纯钨用于聚变堆时,存在韧脆转变温度较高、再结晶温度低、辐照硬化和脆化以及难加工等问题。因此,引入钨基材料以达到解决上述问题的目的。在此基础上,介绍了钨和钨基材料在等离子体辐照、高热负荷以及高能中子辐照作用下的损伤行为,讨论了损伤机理,并指出了尚需研究的若干关键问题。     

结构材料在超临界水中的应力腐蚀行为

超临界水堆结构材料在高温、高压以及强烈的中子辐照等苛刻的腐蚀环境和长期微小应力共同作用下,容易发生应力腐蚀开裂导致材料失效,应用于超临界水堆的主要结构材料包括铁素体/马氏体钢、奥氏体合金、镍基合金以及ODS钢。通过搜集、整理、比较国内外相关的研究成果,从原理、影响因素、评价方法等几方面对这些结构材料在超临界水中的应力腐蚀行为进行总结及评述。     

铪的电子束熔炼

引言金属铪具有高的中子吸收载面、良好的耐蚀性和较高的机械强度,因此作为原子能反应堆的控制棒材料很引人注意。反应堆用铪的主要特点是要求高的纯度。实践表明,采用电弧熔炼获得的铪锭,不能满足化学成分和铸锭均匀性的要求,铸     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平（约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

碳化硼屏蔽吸收芯块的研制及其在快堆中的性能考核

用碳热还原法制取高化学剂量的B4C细粉,细粉经气流粉碎制得微米级B4C粉末。经致密化工艺得到碳化硼屏蔽吸收芯块。芯块达到了中国实验快中子反应堆(CEFR)的技术要求。碳化硼芯块在快堆中经过383有效天的考核,快中子通量达3.8×1022cm-2(中子能量E>1.602×10-14J,即>0.1 MeV),证明其具有高的辐照稳定性,符合使用要求,可以在CEFR堆中使用。     

反应堆压力容器钢浅谈

核电飞速发展的今天,核电站的安全运行,尤其是核岛设备的安全可靠性更是重中之重。作为反应堆的重要安全屏障——压力容器,其材料选择更为审慎。文章从压力容器工作原理出发,介绍RPV钢的发展历史、性能要求、中子辐照损失原因及评估方法,指出我国RPV钢研发使用的新趋势。     

脉冲离子束辐照致TiD_2膜力学性能的变化

金属氢化物(MH_x)应用于反应堆中子慢化剂、激光离子源片材料、中子发生器用靶时,会经历极端非平衡束流的辐照。本工作提出利用TEMP-6型强流脉冲离子束装置产生的强流脉冲离子束(high intensity pulsed ion beam,HIPIB)辐照Ti D_2膜,评估极端束流对膜力学性能的影响因素和影响程度。采用涂层附着力自动划痕仪、维氏显微硬度计对原始和辐照后的Ti D_2膜进行测试分析。研究结果发现:多次HIPIB的辐照效应导致膜面重熔再结晶,使其内部结构趋于更加致密化和平整化,能降低材料的摩擦系数并在一定程度上提高其初始临界载荷;D的释放有助于膜面韧性、显微硬度的提高,从而减轻了其塑性形变程度。     

反应堆压力容器回火焊道再制螺纹的强度校核和试验验证

以某堆型反应堆压力容器主螺孔(M155×4)为研究对象,对反应堆压力容器主螺孔螺纹回火焊道焊接修复工艺进行了简述.对采用回火焊道焊接技术修复后的主螺孔再制螺纹强度进行了校核,并对主螺孔回火焊道再制螺纹进行了旋拧试验和拉伸试验验证.计算及试验结果表明:反应堆压力容器主螺孔回火焊道再制螺纹的抗剪切强度、抗挤压强度和抗弯曲强度均满足设计要求,主螺孔回火焊道再制螺纹的强度也满足其旋拧性能和拉伸性能要求.     

有机涂层钢板的基板及其处理

随着社会经济的发展和人们生活水平的提高,除了传统上对材料强度、刚性、韧性等性能的要求之外,对钢材表面的要求也不断提高,如漂亮的外观,与环境相协调的色彩,耐指纹等各类抗腐蚀性能,等等。显然,不但裸板不能满足上述要求,传统的镀锌、镀锡等金属涂镀层板也难以胜任。因...     

Fe基金属玻璃的耐辐照性能研究进展

Fe基金属玻璃具有长程无序结构且内含大量的自由体积,相较于传统耐辐照晶体金属具有不同寻常的结构优势,且由于其具有较低的加工成本、超高的强度、较好的软磁性能与较宽的过冷液相区等优良的理化性质,而得到研究人员的密切关注,被认为或可以作为面向等离子体候选材料应用于聚变装置中,因而关于其耐辐照性能的研究得到了广泛开展。团簇加连接原子模型可以指导金属玻璃组分的设计,获得具有更高玻璃形成能力的Fe基金属玻璃,且具有更大负混合焓的组分原子可以提升金属玻璃的晶化开始温度,为突破尺寸限制以及提高Fe基金属玻璃的稳定性提供了一条崭新的思路。从团簇加连接原子模型设计金属玻璃的角度简述了本课题组研究的两种成分的Fe基金属玻璃Fe80B13Si7及Fe68B25Zr7的选择依据,同时根据国内外研究现状,总结了在离子束辐照下,Fe基金属玻璃的结构、表面形貌、磁性能以及光学性能的变化,探究了其辐照损伤的形成机制,并浅析了Fe基金属玻璃具有较好的耐辐照性能的原因,为其应用于聚变堆环境作为第一镜等构件材料以及开发具有更大极限尺寸、更好耐辐照性能的Fe基金属玻璃的研究提供一定的数据支撑。