新型纤维增强环氧树脂基复合材料研制及其中子屏蔽性能研究

核技术应用产业的迅速发展,对中子辐射屏蔽材料的种类、服役环境、结构性能提出更多、更高要求。针对发展功能/结构一体化中子屏蔽材料需求,研制了一种新型玻璃纤维/B₄C/环氧树脂复合材料。力学测试与中子屏蔽实验发现,该复合材料中子屏蔽性能良好,5 cm厚样品屏蔽后中子透射率仅19.6%;材料具有较高强度与模量,性能优于铅硼聚乙烯。增大材料B₄C含量对提升材料中子屏蔽性能作用显著,但同时材料强度、模量有一定减小。综合考虑该材料的中子屏蔽性能、承受载荷以及耐高温特性,其在反应堆、加速器及中子源等核设施外围防护材料,尤其是乏燃料贮存格架材料用途上具有较大应用潜力。     

硼酸盐晶须增强聚乙烯复合材料及其热中子屏蔽性能研究

以硼酸镁(Mg2B2O5)和硼酸铝(Al4B2O9)晶须作为中子吸收体与高密度聚乙烯(HDPE)复合,制备了硼酸盐晶须/HDPE复合材料。讨论了影响材料力学性能及屏蔽性能的因素,并与常用的碳化硼(B4C)屏蔽材料进行了对比。实验结果表明:3种复合材料对热中子的屏蔽效果为B4CMg2B2O5Al4B2O9,复合材料对热中子的屏蔽率均随吸收体含量和材料厚度的增加而增大,当硼酸镁晶须/HDPE复合材料的厚度为15.76mm时,材料对热中子的屏蔽率可达86.58%。晶须/HDPE复合材料的拉伸强度随晶须含量的增加而增大,当硼酸镁晶须的含量为9.1%时,复合材料的拉伸强度可达24.39 MPa,和碳化硼/HDPE复合材料相比,硼酸盐晶须更能增强HDPE基屏蔽材料的力学性能。     

环氧树脂基耐高温中子屏蔽复合材料的研究

针对核电站内高放射性、高湿热、强腐蚀的恶劣物化环境,设计制作了一种新型耐高温环氧树脂基中子屏蔽复合材料。该材料以AFG90-H环氧树脂为基体,在42 k Gy辐照环境下,其玻璃化转变温度可达262oC,弯曲强度仅下降1.63%,中子屏蔽性能明显优于常见高密度聚乙烯(High density polyethylene,HDPE)、石蜡、6002环氧树脂(Epoxy resin,EP)等材料。加入B4C颗粒后,材料中子屏蔽性能和耐高温力学性能得到显著提升,且耐酸碱腐蚀性能保持不变。综合实验表明,该复合材料具有耐高温、耐辐射、耐酸碱腐蚀等优点,且密度小,适合作为移动式探测设备中子屏蔽防护层使用。     

短切碳纤维增强B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料的力学性能优化研究

为满足工程应用领域对中子屏蔽材料力学性能的要求,采用短切碳纤维增强方法对传统的含B4C中子屏蔽材料进行了改良,研制出的新型B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料具有良好的力学性能和屏蔽性能。重点研究了短切碳纤维含量、长度及表面处理工艺对碳纤维增强环氧树脂屏蔽材料力学性能的影响,结果表明,含10wt%B4C的碳纤维增强环氧树脂材料中树脂与纤维质量之比为5:1时,材料的拉伸强度最佳;当纤维长度为3–10 mm时,对材料拉伸性能影响较小;选用硅烷偶联剂KH-550进行纤维表面处理,能有效提高材料20%的拉伸性能。利用镅-铍中子源对含10wt%B4C碳纤维增强环氧树脂材料与含硼聚丙烯材料进行中子屏蔽比较实验,实验结果证明,该新型中子屏蔽材料能够满足中子屏蔽要求,具有良好的力学性能和广阔的应用前景。     

碳纤维增强B_4C/Al中子吸收材料的优化设计

核电站中乏燃料储存格架用到的中子吸收材料需要兼具结构和功能一体化的要求,本文提出用碳纤维Cf增强B4C/Al中子吸收复合材料。利用Monte Carlo方法对碳纤维增强铝基碳化硼中子吸收材料(Cf/B4C/Al)的中子透射率进行模拟计算,研究B4C含量、Cf含量、不同能量中子入射以及材料厚度变化时对中子透射率的影响,并与B4C/Al材料进行比较。结果表明,在1 e V-0.1 Me V能量范围的中子入射下,当B4C含量小于35%时,加入碳纤维能明显改善B4C/Al材料的中子屏蔽性能;在100 e V中子入射下,材料的中子透射率随B4C含量增加呈现指数下降;且Cf/B4C/Al材料的中子透射率随碳纤维含量增加持续降低;当Cf含量达到10%时,材料中子透射率降至最低,之后趋于平稳。通过模拟计算,得到Cf/B4C/Al材料的各组分的最优配比为35 vol.%B4C和10 vol.%Cf。     

高密度B4C/Al中子屏蔽材料的蒙特卡罗模拟

采用蒙特卡罗方法,运用MCNP4C程序对能量为0.5–2MeV的中子及碳化硼含量为5%–15%、入射厚度为3–15cm的高密度B4C/Al复合材料进行中子透射性能计算。结果表明:碳化硼含量与透射系数呈一次线性下降关系,且透射系数下降幅度较小;中子能量升高,透射系数呈现起伏性,比如0.8MeV的中子比0.5MeV的中子透射系数要小;材料对能量为0.5MeV、0.8MeV、和1.2MeV的中子屏蔽效果较好;材料厚度与透射系数呈指数下降关系,且透射系数下降幅度较大,当材料厚度在13cm以上时,材料的屏蔽性能在90%以上。     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

不同材料中子反射与屏蔽效应研究

利用Monte Carlo粒子输运计算程序Super MC对厚度1-5 cm的多种材料进行中子反射和屏蔽性能分析计算。这些材料包括金属材料铍、铅、铜、含硼钢以及~(238)U和非金属材料聚乙烯、氢化锂、混凝土,中子能段选取10~(-5) e V-20 MeV。结果显示,中子反射能力和屏蔽性能都会随着材料厚度而增加,但增加的幅度逐渐减小。铍和聚乙烯在中子反射和屏蔽方面性能优越,而常用来屏蔽γ射线的铅在这两方面性能都是8种材料中最差的。~(238)U只在材料厚度很小时性能卓著,随着材料厚度增加,其性能便远不如大部分材料。考虑到聚乙烯的力学性能较差,在屏蔽材料的选择上有很大的限制,所以在8种材料中,铍的综合性能相对较好。     

耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究

为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis, TG)曲线得到其起始分解温度为353.5 ℃,200 ℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用⁶⁰Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B₄C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用²⁵²Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B₄C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。     

硼化钨材料中子屏蔽性能及次级γ剂量产生的模拟研究

对辐射防护材料硼化钨的中子吸收和次级γ射线屏蔽性能进行分析。采用Geant4程序，对材料厚度0～2 cm、能量为热中子～20 MeV的入射中子进行模拟分析。研究结果表明：(1)硼化钨材料主要作用于热中子～10^-2 MeV中子的吸收屏蔽。由不同材料对应的中子宏观分出截面和材料密度可知，厚度一定时，W₂B₅的中子吸收性能最优，质量一定时，WB₄中子吸收性能最优。以热中子为例，W₂B₅材料的中子宏观分出截面约为B203材料的8.67倍，是PB202屏蔽材料的40.59倍；(2)相比于传统中子吸收材料，W-B系化合物在低能中子吸收方面优势更为显著；(3)随着入射中子能量的增大，次级γ剂量对总剂量的贡献呈下降趋势；随着硼化钨材料厚度的增加，次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高。为明确硼化钨应用场景及优势，实现中子源屏蔽装置的优化设计提供数据参考，具有实际的工程指导价值。     

钛波槽冷却管的疲劳及静载强度分析

在力学参数测试的基础上,对钛波槽管进行了疲劳强度和静载强度分析;对应力集中部位进行了有限元数值计算.通过分析和计算,得出结论:冷凝器在正常运行条件下,钛波槽管能满足疲劳及静载强度要求;各种载荷引起的应力中,由温度差所产生的热应力比较大.为了使冷凝器更安全,有必要在壳体端部装设膨胀节以减小热应力.在合理设计槽形并具有良好的波槽成型工艺下,用钛波槽管作为冷凝器的冷却管是安全的.     

基于微试样液压爆破法测试核压力容器用钢力学性能

微试样液压爆破法是一种可用于测试核压力容器辐照监督试样的微试样测试技术,该技术借鉴爆破片工作原理,对圆形薄片试样进行液压加压,使薄片鼓胀并爆破,在试验过程中记录载荷-圆薄片中心点位移曲线,通过曲线上的特征载荷以及试样变形关联材料常规拉伸性能。通过比较不同的近似解析法得到了适合于该型微试样试验技术的屈服强度、抗拉强度的计算方法,在上述研究的基础上对核电常用材料国产A508进行了液压爆破试验,得到了材料的强度特性,与常规单轴拉伸数据高度吻合。     

Mechanical and thermo-physical characterization of three-directional carbon fiber composites for W-7X and ITER

Carbon fiber composites (CFCs) are the first choice as plasma facing materials for the strike points of divertor targets for future nuclear fusion devices like WENDELSTEIN 7-X and ITER. For the application in these facilities several potential European 3D-CFCs were compared and qualified: (1) four material batches of NB31 produced by Snecma Propulsion Solide (SNECMA); (2) NB41, SNECMA, the upgraded version of NB31; (3) N31, SNECMA, which is densified by chemical vapor infiltration (CVI) instead of a final liquid pitch infiltration characteristic for NB31; (4) a new developmental 3D-CFC produced by DUNLOP.The characterization of the composites is comprised of thermo-physical measurements and tensile tests. The results are correlated to density and microstructure and summarized as follows: (1) NB41 provides the highest thermal conductivity in the ex-pitch direction of 375 W/(m K) at room temperature; (2) all material grades are, due to their heterogeneity, characterized by a relatively large scatter of mechanical properties; (3) the different densification process for N31 in comparison to NB31 has no influence on the material properties; (4) NB41 provides in all three directions a comparably high tensile strength with an average in the ex-pitch direction of 220 MPa; (5) the 3D-CFC from DUNLOP is comparable to NB41 but yet does not meet the specifications in the needling direction.     

Oscillator strengths of allowed transitions for O III

The electric dipole oscillator strengths for lines in O III between some singlet and triplet levels have been calculated using the weakest bound electron potential model theory and the quantum defect orbital theory. In the calculations, both multiplet and fine-structure transitions are studied. The calculated oscillator strengths have been compared with available theoretical and experimental results. Good agreement with results in the literature has been obtained.     

α源强度S的传递

叙述了用超薄型热释光剂量元件传递α源的强度Ｓ值。     

Improvements in performance and microstructure of doped graphites as plasma-facing materials by a new process

Multi-elemental (B, Si and Ti) doped graphite was prepared from fillers of petroleum coke, dopants and binder of coal tar pitch by a new liquid mixing method. Such composite has not only high thermal conductivity (233 W/m K) but also excellent mechanical strength compared with the material prepared by the conventional solid mixing method. Scanning electron microscopy (SEM) results show that such material has a fine-grained structure as well as little pore diameter. The effects of the manufacturing procedure of doped graphites on the performance and microstructure are investigated. In addition, correlations between properties and microstructure are also discussed in detail.     

用CVI方法制备SiC_f/SiC复合材料的弯曲断裂强度

对Ｓａｔｉｎｅ、Ｐｌａｉｎ 两种编织方式和不同涂层的Ｈｉ－Ｎｉｃａｌｏｎ 纤维,采用气相浸渍（ＣＶＩ）工艺技术制备出纤维强化型ＳｉＣｆ／ＳｉＣ复合材料,获得其室温至１７７３Ｋ温度范围内３ 点弯曲实验断裂强度曲线。分析Ｓａｔｉｎｅ、Ｐｌａｉｎ 两种二维纺织方法以及纤维涂层（碳、ＢＮ）对ＳｉＣｆ／ＳｉＣ复合材料弯曲断裂强度的影响。结果表明,Ｓａｔｉｎｅ样品的平均断裂强度高于Ｐｌａｉｎ 样品。而纤维涂层虽然使ＳｉＣｆ／ＳｉＣ复合材料的断裂强度有不同程度的下降,但其宏观塑性（挠度）得到明显提高,而且ＢＮ 涂层还使其高温强度增加。热处理工艺对样品弯曲断裂强度影响的实验表明,随着热处理温度升高,材料强度下降,宏观塑性提高。     

Weibull统计在硬质合金涂层抗弯强度分析中的应用

首先讨论了ibull 统计用于涂层强度分析的理论基础:如果涂层的局部强度是独立的,随着涂层体积的增大,Weibull 分布可以作为涂层强度分布的渐近分布;然后将其应用于两种硬质合金涂层抗弯强度的分析。结果表明,应用 Weibull 统计可以很好地描述硬质合金涂层的抗弯强度。     

Irradiation Behaviors of Nuclear Grade Graphite in Commercial Reactor, (III) Mechanical Properties

Bending and compressive strengths, and Young's modulus were measured for Pechiney nuclear grade graphite irradiated in the temperature range 220～400°C in the environment of CO₂ in a commercial reactor, up to the neutron fluence 6.2 × 10¹⁹ and 2.2 × 10²⁰n/cm² (E>0.85 MeV), respectively.

All of them increased owing to neutron irradiation, and the changes in both strengths were almost similar in the whole range of irradiation temperature, however the changes in Young's modulus depended on irradiation temperature.

It was clarified in the present experiment that both strengths were related with Young's modulus and the relation could be expressed by the formula σ=kE ⁿ, where σ and E are strength and Young's modulus, respectively, and n is constant which has different value for bending or compressive strength and also for their measured direction.