【doc】CARR堆芯容器材料6061-T6铝合金断裂韧性测试方法研究
CARR堆芯容器材料6061-T6铝合金断裂韧
性测试方法研究
重大核科学
?中国先进研究堆
靶件也会有一定的影响.这些都在很大程度上影响到水冷同位素生产的安全和经济问
.
12GARR冷中子源系统可行性研究
沈峰,贾占礼,袁履正,孙志勇,吕征,刘天才,柯国土
建立冷中子源装置,开展中子散射实验研究是CARR堆的重点应用之一.由冷中子源装置获得
的冷中子,其良好的波动特性,可为生物学,凝聚态物理学和生命科学等领域提供极为有用的研究
工具,给出明显优于其他研究手段的研究结果.
CARR堆的功率较高,又是座多用途研究堆.这就要求CARR冷中子源装置能够适应满功率运行,
降至半功率运行等不同工况,以及在这些工况下冷中子源系统停止运行等特殊条件.为此,CARR
冷中子源装置需解决以下4个难点:1)冷包表面向液氢传热的热流密度远远地超过了热流密度极
限;2)CARR满功率运行与半功率运行,给液氢热虹吸回路带来了液面稳定性难题;3)为满足冷
中子源系统的运行稳定,液氢热虹吸系统必须具备自调节特性;4)热虹吸系统垂直下降管内不允
许出现溢流现象.针对这几大难点,通过对国外大量冷中子源资料的调研,对世界上各种冷包的冷
却方式进行分类,比较其冷却特点,结合理论计算和
,对可以适用于CARR冷中子源系统的各
种慢化剂,冷包材料,冷包形状及结构等进行了优化选择,提出了一种不同于其他
冷中子源的冷包
氦气助冷与两相热虹吸循环相结合的冷却方式.通过核物理计算,建立简化的换热模型及计算等分
析,论证了该种冷却方式的可行性,从而解决了冷中子源系统的可行性问题. 13GARR堆
燃料组件堆外水力稳定性试验
张应超,刘燕,康亚伦
CARR采用平板型燃料组件,燃料板采用6061铝合金包壳,U3Si2-A1弥散型燃料,燃料板与侧
板用滚压法固定,形成一个整体.除辐照条件外,在模拟堆内运行热工水力及水质条件下,对标准
燃料组件减小水力稳定性试验,试验流速为设计流速的120%.第1个组件试验中发现的问题,及
时反馈给设计方和制造厂家,对经过设计和制造工艺改进后制造的第2个组件,又进行了试验.两
个组件水力试验经历的天数分别为设计寿命的120%和240%.在试验过程,测量了组件的压差一流速
关系,氧化膜厚度,整体流致振动等;进行了试验中间检查,试验后进行了非破坏性和破坏性检查.
其结果为反应堆设计和将来安全运行提供了试验依据.通过试验,证明CARR标准燃料组件结构完
整,没有发现损坏,扭曲,变形,严重腐蚀等问题,说明组件设计和制造工艺基本合理可行.
通过测量滚压固定的燃料板与侧板的结合强度,发现随着试验时间的延长结合强度有所降低,
但在远大于设计寿命的试验后,仍有足够的强度,能保持组件的整体性. 14GARR堆芯容器材料6061一T6铝合金断裂韧性测试方法研究 宁广胜,徐远超,林虎,张长义
CARR的堆芯容器是一内径为~b459mm,壁厚10mm的承压简体.它是轻水与重水的边界,又
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12中国原子能科学研究院年报2002
是一道安全屏障.因此,堆芯容器的完整性对CARR的安全运行意义重大.由于中子辐照会导致材
料断裂韧性的降低,使材料发生脆断的可能性增大.所以断裂韧性数据是确保CARR堆芯容器设计,
运行安全的重要参数.这就要求必须准确,可靠地测定CARR堆芯容器材料6061一T6铝合金的断裂
韧性.参考橡树岭实验室对6061一T6(T651)铝合金的断裂韧性辐照试验,并依据ASTME1820—96
断裂韧性试验方法,以及GB2038—91金属材料延性断裂韧性JIC试验方法,对国内研制的CARR堆
芯容器6061一T6铝合金的断裂韧性测试方法进行了研究.
试验材料由CARR堆芯容器试制件取得.考虑将来监督试样要放入的监督管尺寸约束和J积分
试验对试样最小韧带尺寸的要求以及6061一T6铝合金的性能特性,确定采用紧凑拉伸(CT)试样.
试样尺寸为:宽度25mm,厚度12.5mm,韧带尺寸?12.5mm. 试验具体操作过程与钢材的断裂韧性试验相比具有一定的难度.通过试验摸索,掌握了适用于
6061一T6铝合金的试验方法.例如,由于铝合金不能采用氧化着色的方法标记裂纹扩展区,本工作
采用二次疲劳的方法清晰标记出了6061一T6铝合金试样的裂纹扩展区.本次实验共获得6个有效试
验点,采用JR阻力曲线法对实验数据进行指数函数拟合,推算出CARR堆芯容器试制件材料6061一T6
铝合金的蜀.为34?m肝a.经有效性判断试验数据为有效数据.该结果与这种材料的拉伸数据相一
致并与美国橡树岭实验室对6061一T651铝合金未辐照试样的蜀.试验数据(31MPa)接近.
15CARR堆冷中子导管的模拟和优化设计
郭立平,杨同华,王洪立,成之绪
应用蒙特卡罗模拟技术对中国先进研究堆两条冷中子导管的设计
进行了模拟和优化研究.
对于特征波长为0.2姗的冷中子导管中CNGI,研究了堆内导管,弯导管和直导管分别使用58Ni
和超镜作镀膜材料的不同设计方案,表明超镜导管不仅可以提高中子特别是短波中子的传输效率
(图1示出了强度增益),而且可以减小导管长度,降低导管和屏蔽体费用,还可将弯导管部分基
本留在反应堆大厅内,进一步降低导管大厅的辐射本底;对于特征波长为0.4nm的冷中子导管中
CNG2,比较了超镜相对于天然Ni镀膜材料的传输效率的变化(图2示出了强度增益).通过模拟研
究,获得了超镜导管系统的传输效率以及出口处的中子束强度,发散度,均匀性和重力影响等主要
性能参数.
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图1CNG1不同设计方案的强度增益图2CNG2超镜导管相对于天然Ni导管的强度增益