M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料。现已用作第三代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。核燃料包壳管直径小、管壁薄,其在正常服役工况下,管内外均承受交变应力和温度作用,同时经受强烈的中子辐照,对包壳材料性能的要求极高,特别是在当前核电站追求高燃耗     

国产M5合金包壳管力学性能

高性能锆合金包壳是实现高性能压水堆燃料组件的关键之一。为了解国产M5合金包壳管的力学性能，获得相应的试验数据，进一步开展国产M5合金包壳管的应用性能评价等，开展了国产M5合金包壳管的堆外力学性能试验研究，研究包括不同温度下轴向和环向拉伸、腐蚀后环向拉伸、室温疲劳、内压蠕变、内压爆破性能，并将试验结果与法国产M5合金包壳管相应性能进行了对比。     

6 核电站用M5合金包壳管疲劳性能研究

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料，现已用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。     

法国压水堆燃料元件新一代包壳材料的发展

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状，着重介绍了所开发的新锆合金（Ｍ２，Ｍ３，Ｍ４，Ｍ５合金）在堆内外的性能。其中Ｍ４和Ｍ５合金包过央燃料棒燃耗达到５５ＧＷ．ｄ．ｔ＾－１的辐照考验结果表明，它们的堆内的腐蚀，蠕变和辐照伸长等性能优于改进型Ｚｒ－４合金包壳。     

CIAE Application of Patent in 2006

在水冷动力堆内，元件包壳必须具有足够的蠕变强度，以防止在高温、高压下运行的包壳塌陷和变形而危害元件卸装及减小包壳容纳裂变气体的能力和冷却剂流道的间隙。因此，锆合金的蠕变性能是反应堆运行中必须考虑的重要问题之一。我国已引进法国M5锆合金包壳管制造技术。     

水冷动力堆用锆合金的疲劳

锆合金是水冷动力堆核燃料元件的包壳材料和堆芯的其它结构材料，在反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动使燃料组件及其它构件发生循环变形，在极端情况下出现破损。本文概述了堆内锆合金包壳循环变形的特点，并综述了锆合金的循环变形行为，循环变形下的组织结构演化，疲劳裂纹的扩展以及影响疲劳寿命的因素，在此基础上，针对高性能燃料元件的发展趋势，指出了有待进一步研究解决的问题。     

M5合金的堆内外性能概述

概述了法国法马通公司开发的新型燃料包壳材料 M5合金在堆内外的腐蚀、吸氢、显微组织、蠕变、辐照生长等性能。从已获得的堆内数据证明， M5合金包壳在抗腐蚀、吸氢、蠕变、辐照生长方面大大优于最佳化的 Zr- 4合金包壳。可以预计， M5新合金包壳能满足燃耗达 65GW· d· t－ 1的设计要求。在法马通推出的 PWR燃料组件 AFA- 3G已采用了 M5合金包壳。     

燃料棒腐蚀和吸氢模型研究

锆合金包壳的腐蚀和吸氢性能是影响燃料棒堆内性能的重要因素。本文在锆合金包壳均匀腐蚀吸氢基本机理和现有模型的基础上,结合某特定燃料棒包壳材料的具体情况和使用特点,建立了包壳材料的均匀腐蚀和吸氢模型,并根据现有辐照数据对所建立的模型进行了验证。     

M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

对国产及法国产两种M5锆合金包壳管进行拉伸性能测试,包括轴向拉伸及其环向拉伸.测试温度为室温及375 ℃.测试获得了φ9.5 mm×0.57 mm M5锆合金包壳管轴向和环向在两种试验温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、延伸率δ等性能指标.     

燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明：N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。     

UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。     

基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。      

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明：冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了...     

核电站的放射性物质会泄漏吗?

正为了保证核电站的安全,核电站在放射性物质和环境之间设了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变所产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。第二道屏     

Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究

包壳材料是燃料组件设计研究的重点,而限制包壳材料的主要特性则是其腐蚀性能。锆合金腐蚀机理较为复杂,中子辐照条件对锆合金腐蚀又会产生不确定的影响,仅依赖堆外腐蚀试验难以评定锆合金的腐蚀性能并建立理论模型。本文通过结合Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金堆内腐蚀试验结果首次建立了Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型。     

锆合金材料棒状和管状试样的拉伸试验研究

正锆合金是反应堆燃料组件(包括包壳、导向管等)的重要结构材料,为保障燃料组件在服役期间的完整性,要求锆合金材料具有良好的高温力学性能。目前中科华研究院正在开展锆合金材料研发,本文针对其研发的3种锆棒(编号a、b、c)、9种锆管(编号A、B、C、E、G、H、X、Y和Z)开展了不     

Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究

2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12～15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr₂O₃层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO₂层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。     

UO_2－锆合金化学反应条件下的包壳水侧氧化动力学

在堆芯熔化情况下，ＵＯ２燃料与锆合金包壳之间的反应将导致一系列的新相生成及氧自ＵＯ２燃料向包壳合金的扩散，进而对包壳的水侧氧化动力学过程中的相间界面推移产生重要影响。本文推导建立了在这种条件下计算锆合金包壳水侧氧化动力学的方法。     

ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

日本福岛核电站事故的发生，使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑，世界各国竞相提出研制事故容错燃料（ATF）。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、增强颗粒的选择等方面概述了用于ATF的颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展，指出了颗粒增强FeCrAl包壳材料存在的问题。      

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。