350℃下长期时效对17-4PH不锈钢动态断裂韧性的影响

利用示波冲击试验系统研究反应堆用17-4PH马氏体不锈钢在使用温度（350℃）下长期(约11000h)时效过程冲击性能和动态断裂韧度的变化规律，并用扫描电镜观察分析不同时效时间的CharpyⅤ型缺口试样（CVN）的断口形貌。结果表明：该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中，随着时效时间的延长,其塑性变形能E_PL和撕裂能E_TE以及冲击功E_t均随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了该钢的动态断裂韧度K_Id，其动态断裂韧度也随时效时间的延长而逐渐下降，并在试验的初始阶段下降很快，在试验的中后期下降较为缓慢。另外，该不锈钢的CVN冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧性断裂机制的韧窝断裂为主向脆性断裂机制的准解理断裂和穿晶断裂为主变化。这些均说明，随着时效时间的延长，该材料的韧性降低，发生了脆化，且脆化主要发生在试验的初始阶段。     

17-4PH马氏体不锈钢350℃长期时效脆化研究

采用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、硬度测定以及示波冲击试验(instrumental impact test)研究了17-4PH马氏体不锈钢在350％：长期时效过程中显微组织、硬度、冲击韧性以及断口形貌的变化规律。结果表明：该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中，随着时效时间的延长．其硬度升高，并在时效9000h时达到最大值；其裂纹萌生功(Ei)，裂纹扩展功(Ep)和总冲击功(Et)都随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了17-4PH马氏体不锈钢的动态断裂韧性Ktd，其动态断裂韧性也表现出和Ei，Ep及Et相类似的变化规律。该不锈钢的夏氏V型缺口(Charpy V-notch)冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧窝断裂为主向准解理断裂和沿晶断裂为主变化。     

核反应堆压力容器材料辐照监督试样力学性能试验中的质量控制

反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现,关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理,已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据,试验数据的可信度大于等于95%。     

耐事故UO2基复合燃料芯块的研发进展

对先进耐事故燃料（ATF）芯块的研发背景进行了概述，重点讨论了耐事故UO₂基复合燃料芯块的国内外研究现状，认为UN、U₃Si₂和ThO₂等燃料相是耐事故UO₂基复合燃料芯块中最具发展潜力的掺杂相，然而其最佳添加量及分布状态尚需结合多尺度数值模拟和实验研究的方法开展深入探索。      

烧结成型的UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO2陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO2燃料开展了大量研究,结果表明,UO2燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO2陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO2微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO2燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO2燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。     

核压力容器钢冲击断口剪切面积百分比的估算方法

在核压力容器钢的中子辐照脆化评价中,断口剪切面积百分比是一个重要的参数。但此参数不易直接测量,对于辐照后的放射性试样其测量更加困难。本文采用Charpy-V示波冲击试验,并根据计算机采集得到的完整记录冲击过程的载荷－位移曲线,即可确定相应的载荷特征值,同时估算出断口剪切面积百分比。该估算方法用于计算核压力容器钢因中子 辐照引起的脆性转变湿度的变化值,其计算结果较为准确且计算方法也简便,现已成功地应用于大亚湾核电站压力容器的辐照监督试验。     

大气等离子喷涂制备Fe-Ni-B合金涂层-321不锈钢层状复合材料的射线屏蔽性能研究

为满足核辐射屏蔽材料对结构-功能一体化的需求,采用大气等离子喷涂工艺在321不锈钢基体上设计并制备了Fe-Ni-B合金涂层复合材料,用于防护从裂变反应堆释放的中子与γ射线。在介绍该层状复合材料设计与制备的关键参数与技术细节的基础上,主要研究了层状复合材料对中子及γ射线的屏蔽性能。研究结果表明,该层状复合材料具有结构-功能一体化特征,理论计算及测试结果对比分析表明该材料对中子及γ射线拥有良好的综合屏蔽能力,有望在各种核辐射反应堆屏蔽系统中使用。     

等温退火对锆合金表面非晶AlNbTiZr中熵合金涂层结构与力学性能的影响

对磁控溅射法制备的AlNbTiZr中熵合金涂层在500℃下进行了不同时间(0～150 h)的真空等温退火。采用XRD、SEM及纳米压痕和纳米划痕的分析手段研究了等温退火对涂层显微组织演变和力学性能的影响。结果表明：经500℃/150 h退火后涂层相结构出现了结晶现象。涂层经60 h等温退火后其硬度和弹性模量均达到最大值为10.7 GPa和152.7 GPa,而90 h和150 h热处理后硬度和弹性模量均有所下降。随着等温退火时间的延长,塑性变形能力和断裂韧性有所提高。Al、Nb和Ti元素在界面处的相互扩散加剧,界面结合强度有较大提升。这均有利于涂层适应压水堆苛刻的工作条件。     

变电所碱性镉镍蓄电池直流电源装置的选择

阐述用于变配电所的碱性镉镍蓄电池直流电源装置类型及容量的选择、计算方法并举例说明。     

高温热处理对AlZrNbMo核用高熵合金微观组织及力学性能的影响

目前,核用低中子截面型高熵合金还存在绝对强度不足的瓶颈难题。为实现核用低中子截面型高熵合金力学性能的大幅提升,本研究通过电弧熔炼制备了AlZrNbMo系BCC结构高熵合金,压缩力学性能测试发现高温固溶处理后AlZrNbMo高熵合金的强度同铸态相比提升了31%,达到了约2 210 MPa。通过对比分析铸态及1 200℃高温固溶后AlZrNbMo高熵合金的相组成、元素分布等微观组织,发现1 200℃高温热处理后,AlZrNbMo高熵合金的晶内相区域Nb、Mo含量大幅度提升,导致基体相的晶格畸变增大,利于强度的显著升高;同时,原始铸态组织中的晶间黑色区域为富Zr单质颗粒,强度相对较低;随着高温热处理后的迅速淬火,由于元素的迁移扩散导致高硬度AlZr金属间化合物相的生成,同样利于合金强度的大幅度提升。相关结果将为新型超高强度核用高熵合金的设计提供理论参考和设计依据。