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。      

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.     

大亚湾核电站延伸运行及降功率期间反应堆轴向功率偏差的控制及其计算机模拟分析

针对压水堆核电站反应堆轴向功率偏差控制比较困难的情况．分析了引起轴向功率偏差的影响因素．特别是降功率对轴向功率偏差的影响。根据分析结果提出相应的控制反应堆轴向功率偏差的策略．以保证核电站功率瞬变运行满足核安全的需要。用计算机模拟了不同控制策略下降功率过程轴向功率偏差的变化．并与大亚湾核电站现场测量系统的测量值比较．证明不同控制策略下的计算机模拟分析结果是可信的。     

涂层厚度对Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化动力学及微观机制的影响

目的 研究涂层厚度对Cr涂层锆包壳高温蒸汽氧化行为的影响规律及其微观机制,为耐事故锆包壳表面涂层优化设计提供理论依据。方法 以锆合金包壳为基体材料,采用磁控溅射工艺制备纯金属Cr涂层,目标厚度设计值为10、15、20 μm 3类。采用高温蒸汽氧化设备开展试验,氧化温度为1 200 ℃,等温氧化时间为500~3 000 s,系统研究模拟反应堆失水事故(LOCA)工况下涂层厚度对该材料体系高温蒸汽氧化行为及氧化动力学的影响。试验后,通过X射线衍射仪、场发射扫描电子显微镜及能谱仪等表征各样品氧化膜微结构特征、氧化层厚度、元素分布及物相组成等,基于氧化膜层厚度构建Cr涂层氧化动力学模型,同步探讨涂层原始厚度对其高温蒸汽氧化-失效微观机理的影响。结果 涂层厚度为10 μm时,其对锆合金基体保护作用有限,等温氧化2 000 s时其表面Cr2O3氧化膜和残余Cr涂层已完全丧失保护功能,锆合金基体被连续氧化。涂层厚度为15 μm时,第一阶段,生成保护性能较好的Cr2O3氧化膜,Cr涂层的氧化行为满足抛物线规律;第二阶段,Cr涂层的氧化行为发生转变,氧化膜及其残余涂层保护性能衰退,但锆合金基体始终未被氧化。涂层厚度为20 μm时,Cr涂层的氧化行为满足抛物线规律,但氧化行为未发生转变,表面氧化膜及残余Cr涂层保护性能较好。结论 Cr涂层厚度增加可在一定程度上提升其抗高温蒸汽氧化性能,进而提高反应堆事故工况下燃料包壳抵御事故的能力,从而在一定程度上延长不干预时间。     

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...     

微量氧环境下热处理温度对Zr-1%Nb合金力学性能的影响

采用扫描电镜、X射线衍射仪及万能试验机等研究了微量氧环境下400、800和1200℃不同温度保温300 s对Zr-1%Nb合金力学性能的影响。结果表明:与未热处理的合金相比,400℃热处理后Zr-1%Nb合金的力学性能未发生明显变化;800℃热处理后,合金的塑性降低,压缩时外表面产生大量微裂纹;1200℃热处理后,压缩时合金出现了脆性断裂。热处理后合金样品的表面发生了氧化,氧化产物主要为ZrO2相。随着热处理温度的升高,Zr-1%Nb合金的氧化程度逐步加深,并且1200℃热处理后试样氧化层的厚度显著增加,内部出现大量裂纹。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。