MAX相Ti3SiC2管材在高温高压水和过热蒸汽中的腐蚀行为

MAX相材料有作为事故容错燃料(accident tolerant fuel,ATF)包壳材料的潜力,为了全面了解MAX相材料在模拟正常工况下的腐蚀行为,使用基体为Ti₃SiC₂的MAX相陶瓷管材于400℃/10.3 MPa过热蒸气,360℃/18.6 MPa去离子水、3.5μL/L Li+1000μL/L B溶液和70μL/L Li溶液4种不同的水化学条件中进行腐蚀试验,采用XRD、SEM和FIB/TEM观察分析腐蚀前后样品的显微组织、晶体结构和成分。结果表明,Ti₃SiC₂管材在4种条件下的腐蚀速率均远高于参比Zr-4合金,腐蚀后主要检测到腐蚀产物TiO₂,且其表面疏松多孔,未形成保护性的氧化膜。     

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析,研究了高燃耗下裂变气体释放行为,并与试验数据进行了对比验证。结果表明,在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中,该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好;程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程,但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

高温气冷堆氦气透平循环工质的热物性

在高温气冷堆氦气透平直接循环中,氦气既是堆芯的冷却剂,又是循环工质。氦气热物性数据来源多样且互相不一致,对目前应用较多的5种氦气热物性参数计算方法进行了比较分析。     

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。     

弥散型核燃料热导率计算模型研究

The effective thermal conductivity (ETC) of dispersion fuels plays an important role in nuclear reactor safety analysis and fuel performance evaluation. In this study, based on the theory of porous body, considering the relativity of dispersion particle distributions, an ETC model of dispersion fuels was proposed and validated. The effect of porosity, fuel volume fraction and fuel-matrix thermal conductivity ratio on the ETC were investigated. The results show that the ETC decreases along with the increasing of fuel volume fraction and porosity; the higher the fuel-matrix thermal conductivity ratio is, the less the effect of fuel volume fraction on the ETC of dispersion fuel is.     

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析

事故容错燃料（ATF）系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO₂-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故（LBLOCA）设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO₂-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。     

Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展

自2011年日本福岛核事故后，事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点，旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一，其中，Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面，对Cr涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。首先，对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点，涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术，同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。其次，简单阐述了Cr涂层微观组织特征，重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为，以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等，并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。最后，对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。     

连接温度对CaO-Al2O3-MgO-SiO2-TiO2玻璃钎料连接SiC陶瓷接头微观结构和性能的影响

采用新型玻璃钎料CaO-Al₂O₃-MgO-SiO₂-TiO₂(CAMST)连接无压烧结SiC陶瓷,研究了连接温度(1 300～1 450℃)对SiC陶瓷接头微观结构和力学性能的影响。结果表明：CAMST玻璃钎料在1 350～1 450℃下可实现SiC陶瓷的有效连接。当连接温度为1 350℃时,焊缝厚度约为36μm,母材与焊缝界面存在较多孔洞,接头剪切强度为(21.4±2.7) MPa;当连接温度为1 400℃时,焊缝厚度为3μm,母材与焊缝结合良好,接头剪切强度为(47.6±6.2) MPa;当连接温度升高至1 450℃时,焊缝厚度约为50μm,母材与焊缝结合良好,但焊缝中存在裂纹缺陷,接头剪切强度为(20.9±3.9) MPa。连接温度对焊缝硬度无明显影响。     

锆合金涂层包壳专利申请态势全景分析

事故容错燃料(ATF)是日本福岛核事故之后提出的新一代核燃料概念,主要是为了提高反应堆在事故工况下的容错性能,从根本上提高核电厂对严重事故的抵御能力,从而有效地提高核电的安全性和经济性.针对传统核燃料使用的锆合金包壳,通过外表面涂层改性的方法提高其在事故工况下的抗高温氧化性能是事故容错燃料的主要研究方向.为了对锆合金涂...