化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响 被引量：5

1

作者 黄鹤飞 RADIGUET Bertrand PAREIGE Philippe 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第23期106-112,共7页

在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容... 在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。 展开更多

关键词 压力容器钢缺陷 中子辐照损伤化学成分 中子注量 中子注量率

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35CrMo钢中子辐照损伤效应研究

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作者 田梦琦 高飞 丁雨阳 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第5期652-657,共6页

为探究辐照对35CrMo低合金结构钢微观结构和脆化行为的影响,本研究对35CrMo低合金结构钢的铸造螺栓进行了中子辐照实验和热处理实验,对辐照前后样品进行了多种表征。实验结果显示,中子辐照会在材料中诱导裂纹、孔洞等微观缺陷生长,同时... 为探究辐照对35CrMo低合金结构钢微观结构和脆化行为的影响,本研究对35CrMo低合金结构钢的铸造螺栓进行了中子辐照实验和热处理实验,对辐照前后样品进行了多种表征。实验结果显示,中子辐照会在材料中诱导裂纹、孔洞等微观缺陷生长,同时长热处理实验无此效果,中子辐照同时引起Mn-Ni-Si团簇的析出。这些微观缺陷和团簇的形成会削弱材料的力学性能,进而降低螺栓的使用寿命。这一现象归因于辐照产生的缺陷,这些缺陷阻碍了位错的运动,从而降低了材料的服役寿命。这些发现对于优化材料设计、提高材料在辐照环境下的性能具有指导意义。 展开更多

关键词 中子辐照 35CrMo 辐照损伤

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核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法研究

3

作者 方俊豪 陈达 +3 位作者 殷宪澎 桑英茗 周涛 张亚平 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期328-336,共9页

本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的... 本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的特征中子能谱与中子注量率参数,之后将RPV各区域的中子注量率与能谱作为源项输入至FLUKA中,一步计算得到材料的放射性活度、活度随时间的演变以及原子平均离位(DPA)等数据。以上结果可以为RPV寿命评估和退役治理提供参考依据。 展开更多

关键词 压力容器 中子注量率 辐照损伤 活化源项

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三代核电SA-508 Gr3钢化学成分影响分析 被引量：1

4

作者 马中良 《热加工工艺》 北大核心 2019年第2期41-45,共5页

论述了ASME SA-508 Gr3钢中单一化学成分对组织结构和力学性能的影响;讨论了化学成分对该钢的奥氏体形成、晶粒形成、淬火、回火、力学性能和中子辐照的综合影响,为锻件化学成分的量化控制及质量提高提供支撑和技术参考。

关键词 SA-508 Gr3 化学成分 三代核电站 中子辐照

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混合堆第一壁中子辐照损伤模拟 被引量：3

5

作者 刘晓 马纪敏 郭海兵 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期250-253,共4页

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于... 利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。 展开更多

关键词 混合堆 第一壁材料 中子 辐照损伤

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快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤 被引量：4

6

作者 吕铮 刘春明 《材料与冶金学报》 CAS 2011年第3期203-208,共6页

快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.... 快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.本文介绍快堆中辐照引起的金属材料微观结构的变化. 展开更多

关键词 快中子反应堆 结构材料 辐照损伤 微观结构

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6H-SiC单晶的中子辐照损伤及其退火特性研究 被引量：3

7

作者 黄丽 阮永丰 《人工晶体学报》 EI CAS 北大核心 2020年第10期1794-1799,共6页

用剂量为1.72×1019 n/cm2和1.67×1020 n/cm2的中子对掺氮6H-SiC单晶进行辐照,利用紫外-可见(UV-Vis)吸收光谱等方法研究了辐照引起的晶格损伤及随退火温度的回复过程。结果表明:中子辐照产生的大量缺陷使SiC的光吸收明显增加... 用剂量为1.72×1019 n/cm2和1.67×1020 n/cm2的中子对掺氮6H-SiC单晶进行辐照,利用紫外-可见(UV-Vis)吸收光谱等方法研究了辐照引起的晶格损伤及随退火温度的回复过程。结果表明:中子辐照产生的大量缺陷使SiC的光吸收明显增加;光学带隙能随辐照剂量的增加而降低,这与禁带中引入的局域态缺陷能级有关。光吸收边出现强烈的连续吸收可能归因于辐照产生的不同类型缺陷簇或局部非晶区域的光散射。对两个剂量辐照的样品进行室温到1600℃的等时退火,发现两个剂量辐照产生的晶格损伤所需的退火回复温度不同,但退火回复过程都呈现出以800℃为转折点的两个相同阶段。 展开更多

关键词 6H-SIC 中子辐照 缺陷 晶格损伤 退火回复 吸收光谱

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锗酸铋晶体快中子辐照损伤及其等温时效研究 被引量：3

8

作者 李欣年 方晓明 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 2003年第1期73-77,共5页

锗酸铋(BGO)晶体作为一种优良的无机闪烁体被广泛用于高能物理和γ辐射探测技术中,这必然涉及辐照损伤的问题.该文试图对锗酸铋晶体的辐射损伤形成机理予以描述,对其进行两种不同剂量的14MeV快中子辐照和室温等温时效以及高温退火处理,... 锗酸铋(BGO)晶体作为一种优良的无机闪烁体被广泛用于高能物理和γ辐射探测技术中,这必然涉及辐照损伤的问题.该文试图对锗酸铋晶体的辐射损伤形成机理予以描述,对其进行两种不同剂量的14MeV快中子辐照和室温等温时效以及高温退火处理,将辐照前后的BGO闪烁体作为探头,测定其本底谱和137Cs的γ能谱.通过分析BGO闪烁体的峰总比、能量分辨率及道漂等变化,来揭示BGO快中子辐照损伤的形成和退火回复机制. 展开更多

关键词 BGO晶体 快中子辐照损伤 等温时效 锗酸铋晶体 退火回复机制 BGO闪烁体 能谱

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基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析 被引量：1

9

作者 黄学龙 信敬平 +2 位作者 刘少军 郑明杰 毛小东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期590-596,共7页

实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了... 实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂(HCCB)TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤问题,利用蒙特卡罗模拟,对比分析了Li_4SiO_4和Li_2TiO_3的中子辐照离位损伤和嬗变气体损伤。结果表明:在相同的服役时间下,Li_4SiO_4比Li_2TiO_3将产生更多的嬗变气体,且在高6 Li丰度情况下,其中子辐照损伤也更严重,会产生更高的损伤剂量和更大的损伤截面。但是,嬗变气体所造成的空位损伤Li_2TiO_3要比Li_4SiO_4严重;对两种陶瓷材料来讲,氦损伤效应均强于氚损伤效应。 展开更多

关键词 聚变 Li4SiO4 Li2TiO3 中子辐照损伤

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热中子辐照 GaAs 损伤研究

10

作者 夏宗璜 刘士杰 杨胜东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期347-351,共5页

在热中子与快中子成份比大于７０的条件下，用６．５×１０１６ｃｍ－２和６．５×１０１８ｃｍ－２剂量水平辐照纯净ＧａＡｓ样品，研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明：热中子对Ｇａ、Ａｓ发生俘获核反应，其最终稳... 在热中子与快中子成份比大于７０的条件下，用６．５×１０１６ｃｍ－２和６．５×１０１８ｃｍ－２剂量水平辐照纯净ＧａＡｓ样品，研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明：热中子对Ｇａ、Ａｓ发生俘获核反应，其最终稳定产物Ｇｅ作为两性杂质元素被导入；复杂的移位缺陷形成及其热行为是影响辐照后ＧａＡｓ电学性质变化的重要因素。 展开更多

关键词 热中子 辐照损伤 砷化镓 嬗变 电性质

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基于硅光电倍增管的Cs_(2)LiYCl_(6)(CLYC)探测器快中子辐照效应研究

11

作者 陈昭熙 孙世峰 +1 位作者 张翔铭 张翱 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期62-70,共9页

实验通过将硅光电倍增管(silicon photomultiplier,SiPM)器件和Cs_(2)LiYCl_(6)(CLYC)闪烁体探测器暴露于14 MeV的快中子场中,最高累积注量达到1.53×10^(11) cm^(-2),分析了中子辐照对SiPM器件参数和CLYC探测器性能的影响。重点研... 实验通过将硅光电倍增管(silicon photomultiplier,SiPM)器件和Cs_(2)LiYCl_(6)(CLYC)闪烁体探测器暴露于14 MeV的快中子场中,最高累积注量达到1.53×10^(11) cm^(-2),分析了中子辐照对SiPM器件参数和CLYC探测器性能的影响。重点研究了不同注量辐照前后,SiPM的增益、暗计数率、暗电流、击穿电压和淬灭电阻等参数,以及CLYC探测器探测性能的变化情况和原因,其中暗计数率最高上升了3个数量级,暗电流最高上升了2个数量级,CLYC探测器的能量分辨率去除本底后下降了1.4%。辐照实验后,在室温条件下对SiPM和CLYC探测器进行退火,研究SiPM器件参数和探测器性能恢复情况。SiPM和CLYC探测器的性能会随着中子注量的增加而逐渐变差。对于SiPM,主要表现为暗计数率和暗电流的提高。对于CLYC探测器,主要表现为能量分辨率的降低。退火过程有助于减轻中子辐照的影响,恢复SiPM和CLYC探测器的部分性能。 展开更多

关键词 中子辐照 SIPM CLYC探测器 辐照损伤 退火

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电子束和快中子对BGO晶体辐照损伤的研究

12

作者 吉桂芳 李翔 王传珊 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 1995年第5期499-503,共5页

本文采用加速器电子束及１４ＭｅＶ快中子轰击ＢＧＯ晶体，通过测辐照前后的γ能谱来研究ＢＧＯ晶体辐照损伤．通常辐照损伤可随时间恢复，但大剂量快中子产生的损伤无法修复．由于ＢＧＯ晶体常用作射线探测器，电子束和快中子是常用的... 本文采用加速器电子束及１４ＭｅＶ快中子轰击ＢＧＯ晶体，通过测辐照前后的γ能谱来研究ＢＧＯ晶体辐照损伤．通常辐照损伤可随时间恢复，但大剂量快中子产生的损伤无法修复．由于ＢＧＯ晶体常用作射线探测器，电子束和快中子是常用的射线源，所以本实验的结果具有一定的参考价值． 展开更多

关键词 电子束 快中子 辐照损伤 锗酸铋晶体 探测器 BGO

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核材料中子辐照损伤的团簇动力学模拟综述

13

作者 郑淇蓉 魏留明 +2 位作者 李永钢 张传国 曾雉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期76-86,共11页

核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学(CD)模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐... 核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学(CD)模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐照损伤长时间演化的有效方法。本文综述了CD的模型、数值算法和最新进展,重点介绍了CD在典型核材料的中子辐照问题中的系列应用,并对CD的未来发展进行了展望。 展开更多

关键词 核结构材料 中子辐照损伤 团簇动力学

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集成运算放大器的中子辐照损伤效应研究

14

作者 李杰 刘远 +2 位作者 罗心月 恩云飞 何玉娟 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第7期755-760,共6页

论文针对双极型运算放大器的中子辐照损伤效应开展实验与理论研究。从双极型器件的中子辐照损伤机理出发,考虑器件电流增益随中子注量的退化,对集成运放的偏置电流、开环增益、共模抑制比与电源抑制比等敏感参数展开试验与理论研究。基... 论文针对双极型运算放大器的中子辐照损伤效应开展实验与理论研究。从双极型器件的中子辐照损伤机理出发,考虑器件电流增益随中子注量的退化,对集成运放的偏置电流、开环增益、共模抑制比与电源抑制比等敏感参数展开试验与理论研究。基于中子辐照损伤系数,针对集成运放中敏感参数随中子注量的退化进行仿真研究,并通过电路敏感性分析明确运放中子辐照损伤的敏感器件与敏感单元。 展开更多

关键词 集成运算放大器 中子辐照效应 损伤机理 实验与仿真

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气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究

15

作者 王子祺 管婧宇 +4 位作者 董舵 张成龙 朱思阳 贺楷 刘国明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期160-167,共8页

气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结... 气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结构发生变化进而影响材料各项性能。为研究堆芯碳化硅材料在服役期间受到的中子损伤程度,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型计算中子能谱,采用SPECTRAPKA程序计算堆芯典型位置处碳化硅材料的原子平均离位。研究结果表明:堆芯中子辐照剂量最高处碳化硅的年辐照损伤低于1 dpa,损伤水平较低;弹性散射在中子辐照损伤产生中占主导地位,主要是由于低能中子能谱下其反应截面较大,此外非弹性散射与Si元素嬗变反应也有微量贡献。 展开更多

关键词 气冷微堆 碳化硅 原子平均离位 中子辐照 辐照损伤

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变容二极管中子辐照损伤

16

作者 陈盘训 《核电子学与探测技术》 CAS 1987年第2期93-98,共6页

在中子辐照环境下,变容二极管C—V特性发生变化,在给定偏置下,结电容随中子注量的增加而下降。它是因外延层中引入深俘获能级所致,在高中子注量下,漏电流和正向压降均变大,优值Q也发生变化。

关键词 变容二极管 中子辐照损伤 C-V特性 深俘获能级

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ST嬗变堆中心柱的中子学及中子辐照效应研究 被引量：2

17

作者 张国书 冯开明 郭增基 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2002年第1期25-30,共6页

基于先进核数据库ENDF B VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果 ,分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布 ,以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及... 基于先进核数据库ENDF B VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果 ,分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布 ,以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及更换寿命的影响进行了分析和计算。结果表明 ,中子辐照直接改变了中心柱导体材料的电阻率分布。热工 水力学分析和计算表明 ,电流不均匀分布可显著地延长中心柱的使用寿命 ,并估算出ST嬗变堆中心柱设计的更换寿命大约 展开更多

关键词 球形托卡马克 中心柱 中子学 辐照损伤 ST嬗变堆 中子辐照效应

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中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证 被引量：1

18

作者 黄群英 凤麟团队 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1856-1867,共12页

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... 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。 展开更多

关键词 中国抗中子辐照钢 材料设计 辐照损伤

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SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应

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作者 郑健 闫占峰 +6 位作者 王浩 冯琦杰 刘显坤 刘晓 王姝驭 周韦 钱达志 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期11-17,共7页

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子... 随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。 展开更多

关键词 SPRR-300研究堆 石墨 中子辐照 辐照损伤 微观结构

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长期中子辐照Al-Mg-Si合金的压缩力学行为

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作者 胡凌 郑航 +3 位作者 冯琦杰 周韦 叶想平 卢磊 《爆炸与冲击》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第12期44-53,共10页

利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金(反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金)在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明:... 利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金(反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金)在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明:材料在一定的温度区间(−40~300℃)和应变率区间(0.001~3000 s−1)内,分别呈现出较为明显的温度效应与正应变率效应;其中在较低的温度(−80~−40℃)和较高的应变率(3000~5000 s−1)区间力学性能受温度和应变率变化的影响较小;当温度升至300℃时,材料的塑性变形行为已趋于理想塑性流动。根据前述实验结果,计及材料内部的微观辐照缺陷对力学性能的影响,建立了考虑辐照损伤的Zerilli-Armstrong本构模型,模型的计算结果与前述实验结果吻合较好。结合文献中高纯铝的微观辐照缺陷的演化数据,对不同快中子辐照剂量LT21铝合金的屈服强度,以及另两个来自反应堆内不同受辐照区域试样在不同应变率和温度下的屈服强度进行了计算。上述研究表明,本文建立的考虑辐照损伤的Z-A本构方程不仅能较好地反映长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金宏观应力和应变、应变率、温度等参数的关系,也能针对位错运动及辐照硬化机制进行较好地描述,并且能够为反应堆内相应结构元件的设计、运行和安全评估提供一定的参考。 展开更多

关键词 冲击动力学 辐照损伤 Z-A本构模型 SHPB 中子辐照Al-Mg-Si合金

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