U3Si2的辐照肿胀
4 核材料辐照效应
正碰
根据弹性碰撞中能量和动量的守恒方程，可 求出中子传给靶原子的最大能量（二体迎头 正碰撞时） 为
（μ：中子能量损失系数）
随机碰撞
将直角坐标换成质心系(二体质心同速运动)坐标参数后，代入能量、动量守 恒方程，即可解出随机碰撞时的能量传递为
（θ：质心散射角）
靶核质量M2愈小，μ愈大，即传递给靶原子的能量就越多； 靶核质量M2愈大，μ愈小，即传递给靶原子的能量就愈少。
入射粒子阈能
入射粒子阈能指使晶格原子离位的入射粒子所具有的最低能量。
级联与损伤函数
级联碰撞 (Cascade Process)
最初被撞离位原子(PKA)的能量远大于离位阈能，可连续地和点阵中其他原 子发生碰撞，构成二次、三次以至更多次生离位原子，称为级联碰撞。
损伤函数ν(E)
一个PKA 最终撞出的离位原子数目(Frenkel对缺陷数)，称为损伤函数。
回复过程有五个阶段（退火温度不同） 一间隙模型
在辐照损伤研究领域，但“一间隙模型”已经得到了绝大多数研究者的承认。 第I阶段：填隙原子迁移与空位结合，
点缺陷的湮没引起缺陷浓度的迅速减少。
第II阶段：残留的填隙原子相互聚集，
形成填隙原子团。
第III阶段：空位开始迁移并与填隙原 子团结和，从而使填隙原子团消失。 第IV阶段：空位相互聚集形成空位团。 第V阶段：空位团分解成单个空位，分
电离效应对金属性能影响不大
嬗变（永久效应）
材料被撞原子发生核反应。
离位（可逆效应）
原子将脱离点阵节点而留下空位，离位原子而不能跳回原位时， 停留在品格间隙之中形成间隙原子。间隙原子和留下的空位合称 为Frenkel对缺陷，这种损伤类型成为离位。
晶体材料结构
二硫化锡纳米片的原位辐照与热稳定性研究
及水热温度等条件会对 SnS2 材料的形貌、结晶度和 层厚度等产 生 影 响，进 而 影 响 材 料 的 化 学 性 能［18］。 Zhai［19］等分别以硫代乙酰胺（ TAA） 和 Na2S 为硫源 制备 SnS2 纳米材料，前者具有良好的片状结构，后 者为球状颗粒。Ma［20］和 Kim［21］等发现，硫脲的浓 度 和 水 热 溶 剂 的 种 类 会 影 响 SnS2 片 的 厚 度。 Wang［22］等研究发现，在碱性条件下，从 SnCl4-TAA 体系中水热制备得到的 SnS2 具有更紧凑、规则的晶 格结 构。 2019 年 Tian 等［23］ 以 五 水 － 四 氯 化 锡 （ SnCl4·5H2O） 和硫脲为前驱体，利用水热反应法制 备出片状六方相 SnS2 单晶，并构造出光电探测器原 型器件。然而，水热制备的 SnS2 纳米片存在着分散 性差的问题，因此需要添加表面活性剂抑制纳米片 的团聚。此外，电子束辐照以及温度也会影响材料 的结构。2016 年 Sutter 等［24］利用透射电子显微镜 研究了 SnS2 在电子束辐照作用下转变为 SnS 相的 过程，但该研究并未针对小尺寸的 SnS2 纳米片。相 比块体材料，小尺寸的纳米材料更能够适应应力变 化，提高结 构 的 稳 定 性。 在 储 能 领 域 的 应 用 中，小 尺寸的纳米材料能有效缓解体积变化，并提高材料 的倍率性能［25－26］。因此，SnS2 纳米片结构的稳定性 也需要进一步进行探究。
第 38 卷 第 5 期 2019 年 10 月
电子显微学报 Journal of Chinese Electron Microscopy Soc19-10
文章编号： 1000-6281（ 2019） 05-0445-07
二硫化锡纳米片的原位辐照与热稳定性研究
一种计算核燃料中裂变气体释放及辐照肿胀行为的方法
一种计算核燃料中裂变气体释放及辐照肿胀行为的方法随着核能的发展和应用，对核燃料的性能和安全性要求越来越高。
其中，裂变气体释放和辐照肿胀是两个关键的性能指标，对核燃料的寿命和安全运行至关重要。
研究和预测核燃料中裂变气体释放及辐照肿胀行为的方法具有重要意义。
1.现状分析目前，针对核燃料中裂变气体释放及辐照肿胀行为的研究方法主要有实验研究和数值模拟两种途径。
在实验研究方面，国内外学者通过燃料元件的辐照实验，观察和分析燃料颗粒中的气体包裹体在辐照过程中的行为，了解裂变气体释放和燃料的辐照肿胀规律。
通过不同条件下的实验，得到了一定的实验数据和规律性结果。
在数值模拟方面，研究者通过建立数学模型，计算燃料颗粒中各种因素对裂变气体释放和辐照肿胀的影响，进行定量分析和预测。
数值模拟方法的发展为研究者提供了更为灵活和高效的工具，能够有效地解决实验方法难以观测到的问题。
2.发展趋势随着计算机技术和数值模拟方法的不断发展，将数值模拟应用于核燃料的裂变气体释放和辐照肿胀研究已成为一种重要趋势。
数值模拟方法能够更为全面地考虑各种因素的影响，同时大大提高了研究的效率和准确度。
3.一种新的计算方法基于以上现状和发展趋势，我们提出了一种新的计算方法，用以研究核燃料中裂变气体释放及辐照肿胀行为。
该方法结合了实验研究和数值模拟的优点，能够充分利用实验数据，并进行更为全面的定量分析和预测。
该方法首先基于实验数据建立数学模型，考虑裂变气体在燃料颗粒中的扩散和释放规律，同时考虑辐照引起的燃料变形和肿胀。
然后利用数值模拟手段，对建立的模型进行计算和分析，得到裂变气体释放和燃料辐照肿胀的定量结果。
该方法的特点在于能够将实验数据和数值模拟相结合，充分发挥两者的优势，提高了研究的准确度和可靠性。
该方法在计算结果的也能够对关键因素进行灵敏度分析，为寻找最佳控制策略提供了重要的依据。
4.应用前景这种新的计算方法在核燃料性能和安全研究领域具有广泛的应用前景。
原位观察电子束辐照条件下SUS316L钢中辐照肿胀行为
原位观察电子束辐照条件下SUS316L钢中辐照肿胀行为杨苏冰;杨占兵;王会;赵世强【摘要】辐照诱导的过饱和空位聚集形成空洞,进而引起的奥氏体不锈钢辐照肿胀现象会造成核反应堆内结构材料失效,危害反应堆安全.利用超高压电子显微镜,在300~500℃区间内,对SUS316L奥氏体不锈钢进行电子束辐照,原位观察辐照过程中空洞演变;辐照结束后,在透射电镜下观察空洞分布,并对空洞尺寸进行测量统计;对比研究不同温度下空洞演变的差异.结果表明:不同温度时电子辐照30 min后,可观察到点缺陷簇、位错环和空洞.其中450℃和500℃时,空洞尺寸最大,分别约为13.3 nm和14.5 nm.这是因为辐照温度升高会提高空位扩散能力,最终增大空洞尺寸.研究结果可为预测不同工作温度下奥氏体不锈钢中辐照肿胀提供实验依据.%Void swelling in austenitic stainless steel degrades the properties of materials used in reactors due to the accumulation behavior of radiation-introduced excess vacancies, which brings a serious threat to the safety of reactor. In this paper, electron beam irradiations were conducted by high voltage electron microscope in a temperatures range of 300~500 ℃, and insitu observation of the void evolution was carried out during irradiations. Void distributions were observed and void sizes were measured using transmission electron microscope after irradiations. The differences among the void evolution under different irradiation temperatures were investigated. The results show that large amounts of point defect clusters, loops, and voids can be observed under electron beam irradiations of different temperatures. Voids formed at 450 ℃and 500 ℃ are the largest, with a size of 13.3 nm and 14.5 nm, respectively. As the irradiationtemperature increases, the diffusion of excess vacancies is enhanced, which leads to the enlargement of void size. These results are expected to provide a reference for forecasting the void swelling in austenitic stainless steel under different irradiation temperatures.【期刊名称】《有色金属科学与工程》【年(卷),期】2017(008)002【总页数】7页(P24-30)【关键词】电子束辐照;原位观察;过饱和空位;空洞;辐照肿胀【作者】杨苏冰;杨占兵;王会;赵世强【作者单位】北京科技大学冶金与生态工程学院,北京100083;北京科技大学钢铁冶金新技术国家重点实验室,北京100083;北京科技大学冶金与生态工程学院,北京100083;北京科技大学钢铁冶金新技术国家重点实验室,北京100083;北京科技大学冶金与生态工程学院,北京100083;北京科技大学钢铁冶金新技术国家重点实验室,北京100083;北京科技大学钢铁冶金新技术国家重点实验室,北京100083【正文语种】中文【中图分类】TL341;TF703随着核反应堆服役时间不断增长，功率不断增大，堆中包壳和结构材料用奥氏体不锈钢的辐照肿胀问题日益凸显[1-5]．辐照肿胀是由材料内空位聚集形成空洞所引起，会使材料体积发生膨胀，造成紧固件断裂，危害反应堆安全．现有的抑制肿胀方法有冷加工和添加合金元素[6-8]，但研究表明，经这2种方法处理的奥氏体不锈钢所能经受的辐照剂量无法超过100 dpa[9-10]，远未达到先进核反应堆对奥氏体不锈钢性能的要求．核反应堆是相对封闭的高危环境，无法原位观察反应堆中奥氏体不锈钢的辐照肿胀行为[11]．奥氏体不锈钢在核反应堆中应用广泛，其服役温度也相对较宽，如压水堆中工作温度约为300℃[12]，而快堆中工作温度却在500℃左右[13]．利用超高压电子显微镜，Sekio等[14]对奥氏体不锈钢在450℃下的辐照肿胀行为进行原位观察．考虑到工作温度不同，奥氏体不锈钢在核反应堆中的辐照肿胀行为必然也存在差异，因此，有必要对奥氏体不锈钢在其他温度下的辐照肿胀行为进行系统原位观察和分析．以SUS316L奥氏体不锈钢为研究对象，原位观察其在300～500℃区间内电子辐照过程中的辐照肿胀行为，对比分析不同辐照温度下空洞形核及长大的差异，为预测不同工作温度下奥氏体不锈钢辐照肿胀情况提供实验依据．本研究所用材料为SUS316L奥氏体不锈钢，其化学成分如表1所示．利用超高压电子显微镜（型号为JEOL，JEMARM1300）对直径为3 mm的透射电镜薄膜试样进行电子束辐照．辐照电压1 250 kV，辐照剂量3．6 dpa（30 min），辐照温度分别为300℃、350℃、400℃、450℃和500℃．辐照过程中，对辐照区形貌进行原位观察．辐照完成后，利用透射电镜（Tecnai G2F20）观察辐照后空洞分布，并利用Image-pro plus软件对空洞尺寸进行测量统计．2.1 电子束辐照条件下辐照区形貌变化电子束辐照过程中，试样内不断引入过饱和点缺陷，即空位和间隙原子[15-16]．为趋于能量平衡，这些过饱和点缺陷会不断扩散迁移，聚集形成位错环、空洞等二次缺陷[17-18]．以500℃电子束辐照过程中原位观察辐照区形貌变化为例，如图1所示．辐照前由于取向差异，晶界两侧视场衬度不同，但并无点缺陷簇、位错环等缺陷组织（图1（a））．辐照5 min后，晶界附近产生大量点缺陷簇，而且越靠近晶界，点缺陷簇的密度越高（见图1（b））．受晶界的尾闾作用[19]，辐照引入的过饱和点缺陷不断向晶界扩散，导致晶界附近点缺陷相互聚集几率增加，点缺陷簇密度也随之增大．随着辐照时间增长，形成点缺陷簇和位错环的区域也不断增大．辐照30 min后，整个辐照区都可以明显观察到点缺陷簇（如图1（d））．电子束辐照条件下，不仅有点缺陷簇形成，还可以观察到位错环．利用透射电镜对辐照30 min后的位错环形貌进行观察，如图2所示．同样以500℃为例，可以看出电子束辐照30 min后，试样内形成形态不一的位错环，尺寸也不尽相同，所观察到的最大尺寸将近300 nm．2.2 不同温度下空洞的演变除了点缺陷簇及位错环外，辐照引入的过饱和空位还可聚集形成空洞．空洞的产生可分为形核和长大2个过程[20-21]．即辐照引入的过饱和空位先相互聚集形成空洞核心，然后空洞核不断吸收空位而长大．对500℃电子辐照条件下空洞的产生及演变进行原位观察，如图3所示．辐照前，晶界两侧并无空洞（图3（a））．当辐照5 min，辐照剂量达到0．6 dpa时，晶界附近已有少量小尺寸空洞形成（见图3（b）），空洞在此辐照剂量下已完成形核；随着辐照时间不断增加，空洞数量和尺寸不断增大；辐照30 min时（辐照剂量为3．6 dpa），辐照区内清晰可见大量尺寸较大的空洞（见图3（d））．450℃、400℃、350℃及300℃电子辐照条件下空洞的演变分别如图4、图5、图6和图7所示．这4种辐照温度下样品内也都有空洞生成，但空洞的产生时间及尺寸却存在较大差异．450℃时，电子辐照5 min后，晶界附近有少量小尺寸空洞形成（如图4（b）），表明此时的空洞也已完成形核．但随着辐照温度降低，空位扩散能力下降，导致空洞形核所需时间增加．400℃时，电子辐照10 min后晶界附近仍未观察到空洞，15 min后晶界附近出现少量小尺寸空洞；而350℃和300℃下分别辐照15 min和25 min后才观察到空洞．另外，随着温度降低，空洞尺寸也在逐渐下降．300℃时，即使辐照30 min，晶界附近也只能观察到一些尺寸非常小的空洞．利用透射电镜对辐照30 min后的空洞形貌进行观察，如图8所示．对比图8（a）～图8（d）可知，在300～500℃范围内，辐照温度越高，空洞尺寸越大，这与原位观察的结果相符．经统计300℃、350℃、400℃、450℃和500℃时，空洞的平均尺寸分别为3．6 nm、5．5 nm、7．9 nm、13．3 nm和14．5 nm．对比300～500℃区间内电子辐照过程中空洞的演变情况（图3～图7）可知，450℃和500℃时，空洞形核所需时间最短；同时，这2种温度下空洞尺寸也远大于其他温度（见图8）．空洞是空位在三维空间通过扩散而聚集形成的体缺陷．空位的扩散能力随温度增加而增加，因而在本研究中，高温下（如≥450℃），空位具有较高扩散能力，易于聚集形成空洞核心并促进空洞长大．低温下（如≤400℃），空位扩散能力相对较低，因而空洞形核所需时间增长，空洞长大也受到了限制．因此，通过降低奥氏体不锈钢中空位扩散能力，可以抑制空洞长大，减小辐照肿胀．1）300～500℃区间内，3．6 dpa辐照剂量以内，随着电子辐照时间增长，辐照区内点缺陷簇的数量不断增加，尺寸也不断增大．位错环呈现不同形貌，最大尺寸可达300 nm左右．2）300～500℃区间内，经30 min电子辐照，试样内都有空洞形成．随着辐照温度升高，空洞尺寸不断增大，450℃和500℃时尺寸最大，分别为13．3 nm和14．5 nm．该研究结果可为不同工作环境下奥氏体不锈钢中辐照肿胀情况的评估提供实验依据．【相关文献】[1]黄鹤飞，李健健，刘仁多，等．316奥氏体不锈钢离子辐照损伤中的温度效应研究[J]．金属学报，2014，50(10)：1189-1194．[2]ZINKLE S J,WAS G S．Materials challenges in nuclear energy[J]．ActaMaterialia,2013,61(3)：735-758．[3]YVON P,CARRE F．Structural materials challenges for advanced reactorsystems[J]．Journal of Nuclear Materials,2009,385(2)：217-222．[4]MURTY K L,CHARIT I．Structural materials for Gen-IV nuclear reactors：Challenges and opportunities[J]．Journal of Nuclear 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alloys[J]．Journal of Nuclear Materials,2011,411(1/2/3)：41-50．[17]YANG Z,WATANABE S,KATO T．The irradiation effect of a simultaneous laser and electron dual-beam on void formation[J/OL]．Scientific Reports,（2013-03-16）[2016-11-22]．http：//www．nature．com/articles/srep01201．[18]YANG Z,WATANABE S．Dislocation loop formation under various irradiations of laser and/or electron beams[J]．Acta Materialia, 2013,61(8)：2966-2972．[19]SEKIO Y,YAMASHITA S,SAKAGUCHI N,et al．Void denuded zone formation for Fe-15Cr-15Ni steel and PNC316 stainless steel under neutron and electronirradiations[J]．Journal of Nuclear Materials,2015,458：355-360．[20]YOSHIIE T,CAO X Z,SATO K,et al．Point defect processes during incubation period of void growth in austenitic stainless steels,Ti-modified 316SS[J]．Journal of Nuclear Materials,2011, 417(1/2/3)：968-971．[21]YOSHIIE T,SATO K,CAO X,et al．Defect structures before steady-state void growth in austenitic stainless steels[J]．Journal of Nuclear Materials,2012,429(1/2/3)：185-189．。
第四章 核燃料
4.2.1 .1 二氧化铀的物理性能
（1）晶体结构 （2）密度 （3）熔点 （4）比热容 （5）导热率 （6）热膨胀 （7）蒸汽压
二氧化铀的晶体结构
二氧化铀的晶体结构
图4-2 铀——氧系平衡图
相图中的垂线代表化合物UO2(O/U=2.0)和
U4O9 (O/U=2.25) ， O/U比较大的其它化合物 是U3O8 和UO3。
4.2 二氧化铀燃料
优点： a. 熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向
同性，并且从室温到熔点没有相变。 b. 高温稳定性和辐照稳定性好。 c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相 容性好。 d. 在1000℃以下能包容大多数裂变气体。 e. 有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的 热中子俘获截面低（0.002靶恩）。 缺点： a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。 b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难
232 90
233 233 Th 01n 233 Th Pa 90 91 92 U T 1 2 27.4天 T 1 2 22.2分
238 92
239 239 U 01n 239 U Np 92 93 94 Pu T 1 2 2.35天 T 1 2 23.5分
铀合金
加入适量铜，可以稳定α相；
加入钼、锆、铌可以稳定γ相。 含铀量60%的锆-铀合金曾用于希平港动力反应堆，
U-ZrH用于脉冲堆，
铀- 锆合金仍是一种有希望的金属燃料。美国的快 堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀-钚-10%
锆合金作钠冷快中子堆燃料的。 铀-钼合金也得到很大的重视，开展了深入的研究工 作。
离子辐照肿胀
离子辐照肿胀
离子辐照肿胀是材料学中的一种现象，主要涉及离子束对材料的辐照作用，导致材料出现体积膨胀或肿胀。
以下是关于离子辐照肿胀的详细解释：
1. 离子辐照肿胀的原理：当离子束作用于材料时，离子与材料中的原子或分子的相互作用会导致材料内部的结构发生变化。
这种变化可能导致原子或分子的位置移动、空位形成或间隙原子的产生。
随着时间的推移，这些变化会导致材料内部出现应力累积，最终导致材料的体积膨胀或肿胀。
2. 离子辐照肿胀的影响因素：离子辐照肿胀的程度与多种因素有关，包括离子束的能量、剂量、材料的种类和状态等。
一般来说，离子束的能量越高、剂量越大，材料的肿胀程度也会越大。
不同材料对离子束的敏感程度也不同，有些材料在受到离子束辐照时容易出现肿胀，而有些材料则相对较为稳定。
3. 离子辐照肿胀的应用：虽然离子辐照肿胀可能会对材料性能产生负面影响，但在某些情况下，也可以利用这一现象来实现特定的目的。
例如，通过离子束辐照来改变材料的表面形貌、增强材料表面的粗糙度或提高材料的润湿性等。
此外，在薄膜制备、表面处理和微制造等领域，离子辐照技术也得到了广泛的应用。
综上所述，离子辐照肿胀是材料学中的一种重要现象，它涉及到离子束与材料相互作用时所引起的内部结构变化和应力累积。
虽然这一现象可能会对材料的性能产生不利影响，但在特定情况下也可以被利用来实现特定的应用目的。
离子辐照晶格肿胀
离子辐照晶格肿胀
离子辐照晶格肿胀是指当晶体受到离子辐照时，晶格会发生膨胀的现象。
离子辐照是一种重要的材料研究手段，它可以用于改变材料的性能和结构，因此对于材料科学和工程领域具有重要意义。
离子辐照晶格肿胀的机制主要包括以下几点：
1. 位移产生：离子辐照会在晶体内部引起原子的位移，使原子从其原来的位置移动到新的位置，导致晶格发生扭曲和变形。
2. 晶体缺陷形成：离子辐照还会在晶体内部引入大量的缺陷，如空位、间隙、位错等，这些缺陷会影响晶格的稳定性和完整性，导致晶格的肿胀。
3. 晶格扭曲：离子辐照还会导致晶格的扭曲和变形，使晶体的晶界、晶内界等产生变化，从而引起晶格的肿胀。
离子辐照晶格肿胀的影响主要包括以下几个方面：
1. 结构松弛：晶格的肿胀会引起晶体的结构松弛，使晶格的稳定性降低，导致晶体的性能发生变化。
2. 力学性能变化：晶格的肿胀会影响晶体的力学性能，如硬度、韧性等会发生变化，从而影响材料的使用性能。
3. 电子结构改变：晶格的肿胀还会影响晶体的电子结构，如带隙的改变、电子迁移率的变化等，从而影响材料的电子性能。
为了研究离子辐照晶格肿胀的机制和影响，科研人员通常会利用X射线衍射、电子衍射、透射电子显微镜等手段对晶体的结构和性能进行表征，从而揭示晶格的变化规律和影响因素。
总的来说，离子辐照晶格肿胀是晶体在受到离子辐照后发生的晶格膨胀的现象，其机制包括位移产生、晶体缺陷形成和晶格扭曲等，影响包括结构松弛、力学性能变化和电子结构改变等。
研究离子辐照晶格肿胀的机制和影响对于材料的性能优化和应用具有重要的意义。
熔盐堆中辐照损伤对SiC力学性能和熔盐腐蚀性能影响的研究
熔盐堆中辐照损伤对SiC力学性能和熔盐腐蚀性能影响的研究碳化硅(SiC)材料由于其优良的高温力学性能、高温化学惰性、低感生放射性和强抗腐蚀能力,尤其是其低中子俘获截面等特性,使之成为先进核能系统熔盐堆的候选材料之一,可作为结构材料和燃料的包覆材料等。
SiC在熔盐堆中面临着高温、熔盐腐蚀、高剂量中子辐照等多重环境的考验,因此SiC辐照损伤的规律,以及辐照损伤对其力学性能与抗熔盐腐蚀性能的影响是不能忽视的关键科学问题。
本论文利用离子辐照技术研究了熔盐堆候选材料SiC辐照损伤效应,主要研究内容包括SiC微观结构的辐照损伤规律;辐照损伤对SiC力学性能的影响及相关机制;辐照损伤对SiC抗熔盐(FLiNaK)腐蚀性能的影响等方面。
1)SiC微观结构的辐照损伤规律在Xe离子辐照的低剂量样品(峰值损伤<0.2 dpa,RT)中,SiC的微结构损伤体现在晶格膨胀性应变上,缺陷的类型主要以点缺陷或点缺陷团簇为主;剂量达到0.2-0.6 dpa时样品开始出现非晶化的现象,而当辐照剂量达到2 dpa时,样品辐照损伤层完全非晶化。
非晶化机制是:同核键(Si-Si或C-C)富集区域是非晶化的成核区域,随着剂量的增加非晶化核区不断生长,最终连成一片,成为连续的非晶化层。
另外,非晶化是材料辐照肿胀的原因之一。
2)通过离子辐照的方法调控SiC中的损伤程度,研究了不同损伤程度下的SiC力学性能的变化当dpa较小时(<0.2 dpa,RT),离子辐照后样品的硬度高于空白样品,说明辐照产生的点缺陷及其团簇、位错环等缺陷的钉扎效应起主导作用,这是辐照硬化的过程,并在辐照剂量为0.06 dpa时辐照硬化达到最大;当dpa较大时(>0.6dpa),样品的硬度开始下降,这是辐照软化的过程,此过程中共价键破坏效应占主导作用;SiC在刚出现非晶化时(0.2-0.6 dpa),共价键破坏效应和钉扎效应两者达到平衡。
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辐照后 的 扫描显示 ， 中的实际功率峰值不仅出现在横 向，也出现在轴向。之所 板 的 ３ 以出现横向功率峰值，是因为试验装置中板 的一端 比另一端更接近堆芯。轴 向峰值不像
，
横向峰值那样严重 ，因为在燃料板辐照位置 ，其轴向中子通量比较平坦。峰值的大小随 富集度增加。轴向功率峰值对低浓铀板来说可以忽略， 但对 Ｕ Ｒ ４ 这样的高浓燃料却 Ｏ ００
体顶部到 （ ， ） （ ， ） Ｅ ３ 和 Ｆ ３ 之间的中点的 个切 口断面进行 了补充的金相学分析 。
一
干黼 叶 寸
ｂ ＵＯ ００芯体 的裂变密度 图 Ｒ４
３ 结
果
如图 ２ 所示 ， Ｏ ０ ０ Ｕ Ｒ ４ 芯体轴向平面横
ａ 板厚度测量点（ 芯体 中平 面位 于 Ｄ线
以下 的 ２５ ｌｌ ） ．ｒｒ 处 Ｌ ｌ
匡
验 。正如在裂变密度图中所见到的那样 ，
峰值裂变密度产生于接近测量点 （ ， ） Ｆ３ 的 燃料板 的顶 角处 ，此处 的热 流密度估计 为 ３ ３ ｃ ２ ６ ｍ 。因此 ， Ｗ／ 还对沿着 ３ 线从芯
而且稳定 。以前， 在相对低温 （ １℃） １ ０ 的工况下 ， 裂变气泡生长和燃料肿胀均被认为与 热无关 ，而仅取决于燃耗。 最近 ，这种燃料可在高功率堆应用的可能性 ，又重新激起 了进一步试验的兴趣。高 功率堆中的应用则要求高热流密度 （ ２ ０ Ｗ／ 、高燃耗 （ ５ ０ ｆ ｍ ） 一 ６ ｃ ） ｍ ～ ×１ ｆ 和高燃 ｃ 料温度 （ ４ 【） 一１０ ｃ 。本文中，裂变率和密度不仅仅包括 Ｕ裂变 ，也包括辐照过程 中 ＝
一一 ～一 一 一
圆பைடு நூலகம் 的
Ａ
板功率数据计算而来 ） 描绘于图 １ ｂ中，同 时， 此图中也标识了厚度测量点。 按 照 Ｒ Ｒ Ｒ试验板通 常 的惯 例 ， ＥＴ 用光 学金相显微镜对芯体轴 向中平 面的横切面 （ 也就是 Ｄ线 以下 ２ ｌ 处 ） ． ＩＴ ５ ｎｌ 进行 了检
这个差异无法解释。此外，有些大气泡 已经开始相互连接。应该注意到，贯穿整个燃料 芯体有效面积的裂变气泡相互连通是导致燃料板肿胀破裂失效的条件。
２ 辐照试验
在 Ｒ Ｒ Ｒ ８试验 中 ，有 ２块 Ｕ Ｓ ／１弥散型燃料板 。其芯体 的 ｕ 装载量 为 ＥＴ 一 ３ｉＡ ２
３ ５
４ ｇ（ ／ 在高功率位置 （ ． ） ． ｕ）ｃ 。 ７ ｍ Ｃ６ 的辐照装置中， 辐照后的燃料板 （ Ｏ ０ ０ 已经 ＵＲ４ ） 进行 了金相检验。燃料板 Ｕ Ｒ ４ 辐照了 １４ 个有效满功率天 （ Ｆ Ｄ ） Ｏ ００ ０． ７ Ｅ Ｐ ｓ，平均裂变密 得 厚 富集度为 ４９ 考 在 度 量 ． ７． 虑 图 点 板 度达 ４ ×１ ｆｍ 。燃料的 ∞ｕ 写 ． ０ ／ ６ ｃ ％。芯体的平均热流密度 由寿期初的 ２３ ｃ ６ ｍ 逐步降到寿期末的 １７ ｃ Ｗ／ ｍ 。 ７ Ｗ／
气泡的阈值 曲线。
１ 引 言 在人们对开发成功的 Ｕ Ｍｏ燃料感兴趣之前 ， 已经对 ｕ ｓ 燃料进行过许多堆内 ． 就 ｉ ２ 和堆外的试验 ，还积累了大量的文献资料 。根据铀的装载和性能 ， 一般认为 Ｕ ｓ 是 目 ，ｉ 前最合格的燃料。在 Ｕ Ｓ ／ １ ３ｉＡ 弥散燃料 中， ２ 相互作用层的增长 比在 Ｕ Ｍｏ １ ． ／ 弥散燃料 中 Ａ 慢。并且 ，与 Ｕ Ｍｏ １ 比，ｕ Ｓ ／ １ － ／ 对 Ａ ３ｉＡ 的相互作用层 （Ｌ ）可以避免孑 隙的生成 。 ２ Ｉｓ Ｌ 除在非常高的燃耗和／ 或高温条件下 ，未反应燃料颗粒中的裂变气泡通常都比较小 ，
２ｌ Ｏ ０年
国 外
核
动
力
第５ 期
Ｕ Ｓ２ ３ ｉ的辐照肿胀
Ｙ ｏ ｏ ｍ， Ｌ． ｆ ｎ Ｊ Ｒｅ ｔ Ａ． Ｒｏ ｉｓ ｎ ｅ ｎ Ｓ ｏＫｉ Ｇ Ｈｏ ｍａ ， ． ｓ， Ｂ． ｂｎ ｏ
摘要 ：对 Ｒ Ｒ Ｒ ８试验 中辐照后 的 Ｕ３ｉ弥散型燃料板 （ Ｏ ０ ０） ＥＴ－ ｓ２ Ｕ Ｒ ４ 进行金相分析 ，观 察 到了大裂变气泡 。 其燃料温度比之前大多数硅化物燃料试验 中的 燃料温度都要高 。 明显 ， 很 气泡快速 生长是高裂变密度 （．×１引Ｅｍ ） 高燃料温度 （ ５ ２ ０ ｃ 和 寿期内平均为 １６ 所致。 ３￣ Ｃ） Ｕ Ｒ ４ 和之前美国阿贡 国家实验 室 （ ＮＬ） 开发 的试验板辐 照后检验 （ Ｉ 结果分析表 Ｏ ００ Ａ 所 ＰＥ） 明 ，需要修改现有 的可应用 于低 温 （ ℃以下 ）的非热气泡生长模 型，以便将其用于高温 １０ １ （ ３ ％以上 ） １０ ｏ为了模拟增 加燃料温度的效应 ，采用 Ａ Ｌ开发 的新的裂变气泡生长模型进 Ｎ 行 了更详细的分析 。 某些结果将在本文 中介 绍。根据燃料温度和裂变密度描绘 了形成互连大
产生的 ｕ原子和 Ｐ 原子的裂变 。尽管美 国阿贡国家实验室 （ Ｎ ）的文献和其他文 ｕ Ａ Ｌ 献 中硅化物燃料的大量数据都是有用 的 ，但却没有获得与高燃耗 相结合 的温度高 于 １０Ｃ ￣的数据。之前的一些试验虽在高温下进行 ， １ 但燃耗却较低。 Ｒ Ｒ Ｒ８ Ｅ Ｔ － 试验的 目的在于标准化 ， 投入了 Ｕ Ｍｏ ． 燃料板和 ２ ｕ Ｓ ／ Ｉ 个 ３ｉＡ 弥散型燃料 ２ 板。硅化物燃料样品的辐照条件与 Ｕ Ｍｏ ． 板的相似 ；这些条件比之前大多数硅化物燃料 试验的条件要严格得多。对高功率位置处辐照过的硅化物板进行了金相检查 。金相结构 显示 ，在板的一些高功率区域 中，其气泡比之前试验中观察到的最大气泡还要大得多。 由光学显微图可见，大气泡分布在所有燃料颗粒区。在峰值功率区域观察到的最大气泡 为一０ 】 ４ ，此气泡按现有非热气泡生长模型是不能再生的。除非考虑温度效应 ，否则