鉛鉍核反應(yīng)堆是最有希望首先實(shí)現(xiàn)商業(yè)化應(yīng)用的第四代堆型,其燃料包殼內(nèi)部包覆核燃料、儲(chǔ)存裂變產(chǎn)物,外部直接與液態(tài)鉛鉍冷卻劑接觸,是反應(yīng)堆安全的第一道屏障。反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí),包殼承受著冷熱循環(huán)、機(jī)械振動(dòng)及流致振動(dòng)造成的交變載荷,這些交變載荷容易導(dǎo)致包殼的低周疲勞破壞,使得包殼萌生裂紋,降低其受用壽命,甚至失效破裂,喪失其結(jié)構(gòu)功能,是反應(yīng)堆安全運(yùn)行的重大隱患。因此,開(kāi)展液態(tài)鉛鉍共晶（Lead-Bismuth Eutectic,LBE）環(huán)境下包殼材料的低周疲勞行為研究,探究包殼材料的疲勞斷裂機(jī)制對(duì)燃料組件的設(shè)計(jì)優(yōu)化及安全評(píng)價(jià)分析具有重要科學(xué)意義和工程價(jià)值。15-15Ti奧氏體不銹鋼具有優(yōu)良的抗中子輻照能力及較好的機(jī)械性能,是鉛鉍核反應(yīng)堆燃料包殼的候選材料。本文以15-15Ti為研究對(duì)象,開(kāi)展了真空和LBE環(huán)境下低周疲勞行為研究,獲得了溫度、應(yīng)變幅對(duì)15-15Ti低周疲勞行為影響的規(guī)律,研究了550℃氧控LBE環(huán)境下的15-15Ti疲勞斷裂影響機(jī)制。本文的主要研究?jī)?nèi)容與結(jié)論如下:（1）研究了真空環(huán)境下15-15Ti在不同應(yīng)變幅（0.3%、0.45%、0.6%、0.75%、0.9%）和溫度（室溫（Roo... 

【文章來(lái)源】：中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)安徽省 211工程院校 985工程院校

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【學(xué)位級(jí)別】：博士

【部分圖文】：

圖１－１第四代核能系統(tǒng)技術(shù)路線圖??，

?８０?１００?１２０?１４０?１６０?１８０?２００??圖１－３奧氏體包殼材料和鐵素體－馬氏體鋼在Ｐｈｅｎｉｘ反應(yīng)堆輻照后的腫脹性能??圖１－３是不同包殼候選材料在反應(yīng)堆輻照后的抗腫脹性能Ｉ１＇可以看出馬氏??體鋼的抗中子輻照腫脹性能優(yōu)于奧氏體鋼，相同劑量下１５－１５Ｔｉ比３１６Ｔｉ的腫脹??４??

焊接加工?經(jīng)濟(jì)性，．成本??圖１－２燃料包殼材料選擇需要考慮的因素??由表１－２可知鉛基反應(yīng)堆中包殼材料主要包括奧氏體鋼和馬氏體鋼兩類，制??約奧氏體鋼在反應(yīng)堆內(nèi)應(yīng)用的主要原因是抗中子輻照腫脹性能較差［３６，３７］。??１５－１５Ｔｉ奧氏體不銹鋼是在３１６Ｔｉ基礎(chǔ)上通過(guò)成分優(yōu)化而研發(fā)的新型奧氏體鋼，??是ＣＬＥＡＲ－Ｉ加速器次臨界系統(tǒng)、ＡＬＦＲＥＤ和ＭＹＲＲＨＡ鉛冷快堆首選的包殼材??料其成分與３１６Ｔｉ成分相比，主要的變化是降低了?Ｃｒ含量和提高了?Ｎｉ含??量。經(jīng)過(guò)成分優(yōu)化后，在保證可靠的機(jī)械性能前提下，１５－１５Ｔｉ的抗輻照腫脹性??能得到了較大的提高，可滿足實(shí)際工況下對(duì)材料抗輻照性能的要求。??Ａｖ？ｒａ０？?１Ｓ／１ＳＴＩ?０?Ｂｅｓｔ?ｌｏｔ?ｏｆ??，?細(xì)職ｇ鎊?＼?｜?〇?ｊ??８?．?３１６?Ｔ

【參考文獻(xiàn)】：
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碩士論文
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