原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
国产Zr-Sn-Nb系新锆合金SZA-4和SZA-6是CAP1400大型先进压水堆包壳材料的主要候选材料,对其辐照性能的研究可为制备工艺改进提供科学依据.在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器辐照终端,在300℃温度下,用100 MeV的Fe束流对两种新锆合金包壳管材进行5 dpa剂量辐照.辐照前后的正电子湮没寿命测量表明:两种样品辐照前湮没寿命为Zr中单空位寿命,表明管材制备过程中最后的退火温度和时间尚未完全消除加工引入的缺陷;两种样品辐照后的正电子湮没寿命减小,分析表明这是由于辐照导致Fe在锆合金中重新分布,主要分布在bcc结构的β-Nb沉淀相颗粒与hcp结构的α-Zr基体之间具有开空间的相界,正电子被相界捕获,与周围Fe原子电子湮没,造成湮没寿命减小.
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关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 用正电子湮没技术研究新锆合金包壳的离子辐照效应
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 锆合金 辐照效应 正电子湮没寿命 重离子辐照
年,卷(期) 2018,(11) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 2028-2032
页数 5页 分类号 TL99
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2018.youxian.0460
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研究主题发展历程
节点文献
锆合金
辐照效应
正电子湮没寿命
重离子辐照
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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27955
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