螯合纤维的制备-聚乙烯醇缩甲醛纤维(PVF)的改性

研究了以电子束预辐射处理聚乙烯醇缩甲醛纤维[Poly（Vinyl formal）Fiber,PVF]后接枝丙烯腈（Acrylonitrile,AN）,并对该接枝共聚物进行胺肟化,得到一种含胺肟基的新型螫合纤维[Amidoxime Poly（Vinyl Formal）Fiber,AOPVF]。[Poly（Vinyl formal）Fiber,PVF]接枝丙烯腈（Aerylonitrile,AN）最佳实验参数：反应温度70℃、反应1h、吸收剂量300kGy;硫酸0.05mol／L;摩尔盐0．1w％;丙烯腈10％。傅里叶变换红外光谱仪（Fourier Transform Infrared Spectroscopy,FT-IR）对这种新型螫合纤维进行了表征并讨论了聚乙烯醇缩甲醛纤维接枝丙烯腈[Poly（vinyl formal）Fiber graftacrylonitrile,PVF-g-AN]的接枝率随诸多因素的变化规律。     

锆基MOFs材料Zr-CAU-24对Th(Ⅳ)和Ce(Ⅳ)的吸附性能研究

本文采用溶剂热法合成了微孔结构的锆基金属-有机框架(MOFs)材料Zr-CAU-24,该材料比表面积为1 610 m²/g。对所合成的Zr-CAU-24进行了热重分析(TGA)和辐照稳定性测试,考察了接触时间、初始pH值等对Zr-CAU-24对Th(Ⅳ)和Ce(Ⅳ)吸附性能的影响,并探讨了Zr-CAU-24对Th(Ⅳ)和Ce(Ⅳ)吸附过程的动力学和热力学。结果表明：Zr-CAU-24具有良好的热稳定性和辐照稳定性;准二级动力学模型为Th(Ⅳ)和Ce(Ⅳ)在Zr-CAU-24上的吸附过程提供了很好的解释,即该过程为化学吸附过程;Zr-CAU-24活性位点分布均匀,为单层吸附;混合金属离子溶液吸附研究发现,Zr-CAU-24对Th(Ⅳ)和Ce(Ⅳ)具有吸附选择性。     

辐射交联法制备微孔化硅橡胶的研究

采用辐射交联法制备微孔化硅橡胶材料,实现硫化与发泡分步进行,是探索射线技术用于制备高性能微孔材料的一种新方法。以二氧化硅为填料,以电子加速器为射线源辐照实现硅橡胶的硫化,再经高温发泡为微孔材料。主要研究辐照条件、填料含量等关键因素对硅橡胶性能与结构的影响,并用扫描电镜观察泡孔的形态结构。结果表明,通过控制吸收剂量和填料含量等条件,实现了硅橡胶材料微孔化。微孔化硅橡胶材料表面光滑,接近橡胶形态,而材料内部具有丰富的μm级小孔,孔壁完整,孔与孔间彼此不贯通,泡孔细小,胞体尺寸（平均）最小达14 μm,泡孔的均匀性好,其力学性能较好。     

医用口罩辐照灭菌工艺的可行性与风险评估

为验证采用辐照技术对医用口罩进行辐照灭菌的可行性,本研究针对一次性使用医用口罩、医用外科口罩、医用防护口罩三种市售医用口罩辐照灭菌(10 MeV加速器)及辐照对口罩不同层材料性能的影响进行了系统研究.通过扫描电镜、通气阻力测定、力学性能测试、颗粒过滤效率测定和微生物指标测定等表征方法,详细测定了医用口罩辐照灭菌后表面形...     

层状壳聚糖水凝胶的制备与性能

通过两步低温辐射和冷冻/解冻循环相结合的方法制备聚乙烯醇/聚氧乙烯(PVA/PEO)为基层,聚乙烯醇/壳聚糖(PVA/CS)为上层抗菌功能层的层状壳聚糖水凝胶。通过对吸收剂量、电子束流、聚合物溶液浓度等的研究确定最佳制备工艺,并通过溶胀性能、力学性能、抗菌性能及红外光谱和扫描电镜表征所得层状水凝胶的结构与性能。结果表明,该方法制备的层状壳聚糖水凝胶具有明显的层状结构,层间结合紧密,壳聚糖结构未改变;层状水凝胶的溶胀性能随着壳聚糖含量增大而逐渐增大,60%CS含量平衡溶胀度达到2 200%;层状水凝胶力学强度随着壳聚糖含量增加而先增大后减小,40%CS含量下层状水凝胶从PVA/PEO凝胶的0.35MPa提高到0.47 MPa;抗菌性能测试表明层状水凝胶对大肠杆菌和金黄色葡萄球菌均具有明显的抑菌效果,抑菌性能随着壳聚糖含量的提高而增大。     

氢对12Cr-ODS钢中强化相(Y_2O_3)辐照稳定性影响研究

通过离子束-电子束(H++e-)双束同时辐照,原位观察氧化物在辐照过程中的组织损伤变化,研究了(H++e-)双束辐照对乙二胺四乙酸(EDTA)络合溶胶-凝胶法制备的12Cr-ODS铁素体钢中氧化物(Y2O3)稳定性的影响。实验结果表明:电子辐照剂量达15 dpa后,再进行(H++e-)双束辐照15 dpa,在此条件下,Y2O3氧化物会发生尺寸减小或溶解,辐照诱发点缺陷和合金元素界面化学反应是导致氧化物不稳定性的重要原因。     

医用一次性防护服材料辐照灭菌后效应研究

为研究辐照后效应对防护服材料的影响,采用辐照方法对医用一次性防护服材料进行灭菌处理,对比辐照前、后医用一次性防护服材料的外观形貌、力学性能和液体阻隔性能的变化。结果表明,通过电子扫描显微镜观察发现,辐照并未对熔喷纤维和热熔压纹的形貌造成影响,辐照后效应对材料的抗合成血液渗透、抗水渗透和过滤效率并未造成明显影响,过滤效率仍高达99.8%;力学性能受辐照影响较大,断裂强力和断裂伸长率均显著降低。材料的关键性能指标在辐照灭菌处理后虽有下降,但满足国标GB/T 19082-2009要求,本结果可为辐照加工服务企业和防护服生产企业生产高质量的医疗防护材料提供参考。     

γ射线辐照改善PBAT增韧的麦秸粉/PBS复合材料性能

以聚己二酸-对苯二甲酸丁二醇酯(Poly(butylene adipate-co-terephthalate),PBAT)为增韧材料,利用熔融共混复合技术,制备了生物可降解的麦秸粉/聚对苯二甲酸丁二醇酯(Poly(butylene succinate),PBS)-PBAT复合材料,并对其进行辐照交联。考察PBAT质量分数和~(60)Coγ射线辐照不同吸收剂量对麦秸粉/PBS-PBAT复合材料的热学性能、力学性能和凝胶量的影响。结果表明:当PBAT的质量分数为30%时,麦秸粉/PBS-PBAT复合材料的冲击强度提高了13%;随吸收剂量的增大,麦秸粉/PBS-PBAT复合材料的力学性能和凝胶含量均得到了提高。麦秸粉/PBS-PBAT复合材料经~(60)Coγ射线辐照后,完全热分解温度达到550°C,提高了约50°C。     

SCWR用镍基合金综述

在超临界水冷堆（SCWR）的设计中,运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境,综合论述了对SCWR系统材料（燃料包壳材料和堆芯零部件结构）拟采用的Ni合金的理解,包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和辐照特征,并描述了可能的水化学技术,讨论了已有Ni合金的改性研究。基于现有的研究数据和分析,以及关于辐照下材料行为的可得信息表明,Ni合金具有较好的力学稳定性和抗氧化性能,但容易发生应力腐蚀开裂,受到中子辐照时会发生辐照脆化、肿胀和相的不稳定性,可用于辐照较少的部位;在辐照高的部位使用,尚需要开展更多的研究以评价其适应性。     

γ射线辐射交联低密度聚乙烯——乙丙共聚物的结构和性能

文章报道了低密度聚乙烯(LDPE)和三元乙丙共聚物的共混物,经~(60)Co-γ射线辐照后的辐射交联规律以及结构与性能的变化。实验结果表明,这种共混物的辐射交联规律和单独LDPE或EPDM的辐射交联具有类似之处,其交联规律按共混物中占优势的聚合物交联方式进行。经~(60)Co-γ射线辐照后这种共混物的结构和性能发生了变化。结晶度、密度和其它物理性能与共混物中两种聚合物的组成有着密切关系。辐照剂量的改变对同一组成共混物的结晶度和密度影响较小,但是,它对力学性能有显著影响。     

ZIF-67对模拟废水中Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的吸附研究

为开发出对放射性废液中长寿期活化产物具有高效选择性的吸附剂,在室温下制备了金属-有机框架（MOFs）材料ZIF-67,并对该材料进行了热稳定性测试以及结构的表征。首次考察了初始pH值、吸附时间和溶液初始浓度等因素对ZIF-67吸附Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的影响。结果表明：ZIF-67属于微孔材料,具有良好的水热稳定性。在pH为6.0、温度为30℃、初始浓度为500 mg/L的条件下,ZIF-67对Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的饱和吸附容量分别达到305.63 mg/g和197.43 mg/g。ZIF-67在混合金属离子溶液中对Co(Ⅱ)、Mn(Ⅱ)和Ni(Ⅱ)具有良好的选择吸附性能。因此,ZIF-67在实际放射性废液中活化产物的处理中有良好的应用前景。     

基于SEM图像的BESⅢ束流管支撑法兰材料辐照拉伸性能研究

根据BESⅢ中束流管支撑法兰材料的工程运用,对G10环氧/层压玻璃布板的辐照拉伸性能进行研究.受辐照环境限制,将试验件尺寸在长度方向缩小为标准件尺寸的27.2%,发现缩小尺寸试验件的拉伸强度约为标准尺寸试验件的49.4%;经104Gy的γ辐照和4.068×1018 m-2的中子辐照后,缩小尺寸试验件的拉伸强度下降2.35%.由此推断,同等辐照条件下,G10板标准尺寸试验件拉伸强度将下降至约317.10MPa,能够满足BESⅢ对束流管支撑法兰材料提出的113MPa的要求.利用扫描电镜对G10板辐照前后的拉伸断口进行微观观察.     

PVA/PEO/Chitosan水凝胶膜的辐照法制备及其性能研究

研究了辐照剂量和壳聚糖含量对水凝胶膜性能的影响。以聚乙烯醇(PVA)、聚氧化乙烯(PEO)和壳聚糖(Chitosan)为原料,采用γ射线辐照法制备了一种新型水凝胶膜。结果表明,随着辐照剂量的增大,凝胶分数会增大,溶胀率会降低;辐照剂量达到21kGy时,凝胶分数可以达到70%,辐照剂量大于21kGy以后,拉伸强度和断裂伸长率会随着辐照剂量的增大而降低;随着壳聚糖含量的增加,水凝胶膜的凝胶分数、拉伸强度和断裂伸长率都会减小,而溶胀率会有一定的提高。辐照后壳聚糖的一些特殊官能团没有改变,将会保持它的抑菌性能,从而获得了一种新型水凝胶膜。     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。      

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。     

国产反应堆压力容器材料辐照效应研究

反应堆压力容器(RPV)材料经受中子辐照后,发生脆化效应导致韧性降低是影响反应堆安全运行的重大因素。为准确评估国产RPV的安全性,采用国产RPV材料在试验堆内加速模拟辐照的试验方法,研究国产RPV材料的辐照脆化性能。结果表明,国产RPV材料在寿期运行工况下,存在一定程度的辐照强化效应和辐照脆化效应。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所·凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

1.61 dpa/300℃中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为

较低温度(350℃)下,反应堆结构材料的中子辐照硬化与脆化行为一直是其核工程应用中关注的热点问题之一。低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)是国际热核聚变堆实验包层模块(ITER-TBM)首选结构材料,其在寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3 dpa,服役温度300~500℃。为推进具有我国自主知识产权的中国低活化钢-CLAM钢在ITER中国实验包层模块(ITER-CN-TBM)中的应用,本文通过开展1.61 dpa/300℃中子辐照前后CLAM钢拉伸性能和冲击性能测试以及与国际同类低活化钢相近辐照条件下的性能数据进行对比分析,研究了中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为。结果表明,CLAM钢辐照后在室温测试时的抗拉强度和屈服强度分别为692 MPa和596 MPa,相比辐照前分别增加了29 MPa和56 MPa,表现出一定程度的辐照硬化。辐照后的韧脆转变温度DBTT相比辐照前增加了56℃,出现辐照脆化现象。与国际同类低活化钢在相近辐照条件下的测试结果对比分析,表明CLAM钢具有相对优异的抗中子辐照能力。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了