隨著中國核能的快速發(fā)展,乏燃料的產(chǎn)生量和累積量將呈不斷上升趨勢(shì),核反應(yīng)堆中卸出的乏燃料帶有各種輻射射線（包括不同能級(jí)的中子、γ射線、二次γ射線、其它帶電粒子、高能射線）。乏燃料的安全處理問題成為目前我國核電發(fā)展面臨的一個(gè)重要挑戰(zhàn)。核屏蔽材料是乏燃料在安全貯運(yùn)過程中的必然需求,同時(shí)對(duì)核屏蔽材料的性能要求也在不斷提高。基于對(duì)屏蔽性能、力學(xué)性能以及耐腐蝕性能的考慮,本研究選擇中子吸收能力強(qiáng)的B元素作為中子吸收核素,采用穩(wěn)定性好,強(qiáng)度高,耐腐蝕性較好同時(shí)對(duì)γ射線又有一定屏蔽作用的不銹鋼作為基體材料,對(duì)新型高硼奧氏體不銹鋼合金進(jìn)行成分的設(shè)計(jì)和制備,采用XRD、OM、SEM、EDS、TEM等技術(shù)研究分析不同B含量和Al含量以及熱處理制度對(duì)新型高硼奧氏體不銹鋼微觀組織和力學(xué)性能的影響,選取具有較優(yōu)力學(xué)性能的新型高硼奧氏體不銹鋼成分,探究其在模擬服役腐蝕環(huán)境下全浸泡4000h的腐蝕行為,以及經(jīng)過4000h長時(shí)時(shí)效處理后,合金微觀組織和力學(xué)性能的變化。通過蒙特卡羅核粒子輸運(yùn)程序模擬計(jì)算新型高硼奧氏體不銹鋼對(duì)中子和γ射線的屏蔽性能,主要研究結(jié)果如下:用真空高頻感應(yīng)爐制備1千克左右的新型高硼奧氏體不銹鋼小鑄... 

【文章來源】：上海大學(xué)上海市 211工程院校

【文章頁數(shù)】：96 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

三種類型中子吸收材料的專利數(shù)量

熱軋加工圖

熱厚15mm


本文編號(hào)：3401326