[发明专利]辐照后反应堆结构材料热导率测试样的制备方法及试样盒

说明书

本发明公开了一种辐照后反应堆结构材料热导率测试试样的制备方法，依次包括以下步骤：步骤1，取未经辐照的反应堆结构材进行加工获得预制样品，预制样品的尺寸大小及表面光洁度等需满足热导率测试试样的要求；步骤2，将步骤1获得的样品置于闭合容器内，通过夹块夹持闭合容器，并装载到辐照装置内再入堆进行辐照考验；步骤3，辐照结束后，取出闭合容器中辐照后样品可直接用于热分析检测。本发明有效解决了现有辐照后反应堆结构材料热导率试样制备难度大、尺寸精度差、成品率低及不易批量化等问题；且避免热导率试样在辐照装置内不易固定及热传导不均匀等问题，尤其适用于小尺寸辐照后热导率试样的制备。

技术领域

本发明涉及核燃料循环技术领域，具体涉及辐照后反应堆结构材料热导率测试样的制备方法及试样盒。

背景技术

反应堆结构材料是反应堆安全的重要组成部分，对反应堆的安全运行有着至关重要的作用。随着核动力技术的进步，反应堆延寿及燃料燃耗加深逐渐成为核动力发展的新趋势，对反应堆结构材料在严苛工况条件下的可靠性也提出了更高的要求，而热导率，尤其是辐照后反应堆结构材料的热导率，是衡量反应堆结构材料可靠性的重要性能指标之一。例如，在正常服役工况条件下，燃料芯块受链式核裂变反应的影响，中心温度可达1200℃～1600℃，通过芯块与包壳之间的热传导与一回路水进行热交换，从而实现对燃料芯块温度的控制；当反应堆功率骤升或冷却水流量减小时，燃料芯块的温度也会随之升高，若燃料元件包壳材料的热导率不够优良或因辐照产生的缺陷导致材料的热导率明显降低，而不能及时将燃料芯块中多余的热量带走，可能导致燃料元件因过热而发生熔毁和坍塌，影响反应堆的安全运行。因此，开展辐照后反应堆结构材料的热导率研究对反应堆的安全性能至关重要。

试样制备一直是辐照后反应堆结构材料显微分析及性能测试中的一大难题，传统的辐照后显微分析试样制备方法是先利用热室内的切割铣床或慢速切割机对辐照后的材料进行切割，然后将切割获得的试样依次进行镶嵌、研磨、抛光及喷金处理，才能进行显微分析。对于热导率分析等性能测试样品，除了要求试样的表面平整、光洁，还对试样的尺寸(主要的规格为Ф12.7mm、Ф10mm和Ф6mm的圆片，厚度约1～3mm)和质量有严格的要求，因此存在以下问题：

1、受辐照后材料中缺陷的影响，切割薄片时容易开裂，利用传统方法制备辐照后热导率分析试样存在制备难度大、尺寸精度差、成品率低等问题。

2、材料在堆内的辐照考验实验是通过在辐照孔道内放置特殊的辐照装置来实现的，其中，受辐照的试样需要提前用夹块进行固定，然后装载到辐照装置内再进行辐照考验。结合热导率分析对试样尺寸的具体要求，为减小辐照后反应堆结构材料热导率试样的辐照剂量水平，通常会控制热导率试样的尺寸(如Ф6mm×1～2mm)，因此，热导率试样在辐照装置内不能直接使用夹块进行固定，试样在辐照装置内的热传导不易控制，影响辐照过程中试样温度的评估。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：采用传统方法制备辐照后反应堆结构材料的热导率试样，存在制备难度较大、成品率低等问题，本发明提供了解决上述问题的辐照后反应堆结构材料热导率测试样的制备方法及试样盒，有效解决了现有辐照后反应堆结构材料热导率试样制备难度大、尺寸精度差、成品率低及不易批量化等问题；且避免热导率试样在辐照装置内不易固定及热传导不均匀等问题，尤其适用于小尺寸辐照后热导率试样的制备。

本发明通过下述技术方案实现：

一种辐照后反应堆结构材料热导率测试试样的制备方法，依次包括以下步骤：

步骤1，取未经辐照的反应堆结构材进行加工获得预制样品，预制样品的尺寸大小及表观质量满足热导率测试试样的要求；

步骤2，将步骤1获得的样品置于闭合容器内，通过夹块固定闭合容器，并装载到辐照装置内再入堆进行辐照考验；

步骤3，辐照结束后，取出闭合容器中辐照后样品，即可用于热分析检测。