N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据，计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明，在典型辐照生长经验模型中，双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上，建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子，建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证，模型与数据吻合较好。     

“华龙一号”燃料组件设计研究及验证

介绍了"华龙一号"核电技术使用的CF3燃料组件的研发概况及设计特点,包括使用自主品牌的N36锆合金作包壳材料、厚壁导向管、热工性能优良且具有防勾挂功能的定位格架以及具有优良过滤异物功能的空间曲面下管座等。为确保CF3燃料组件在堆内使用的安全性和可靠性,结合"华龙一号"反应堆设计的具体要求,针对CF3燃料组件开展了工程应用的验证分析工作。验证结果表明,CF3燃料组件能够满足"华龙一号"核电技术的使用要求。     

泡沫不锈钢层TRISO颗粒的堆内行为模拟

三向同性燃料（TRISO）颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏松层堆内密实化,提高疏松层的传热效率,有效降低核芯运行温度;不论采用泡沫不锈钢还是疏松热解碳作为疏松层,内层致密热解碳层（IPyC层）和外层致密热解碳层（OPyC层）的应力均会超过包覆层强度;碳化硅（SiC）层的环向应力随泡沫不锈钢层弹性模量的减小而减小,通过降低泡沫不锈钢弹性模量可以有效控制SiC层应力,保证其结构完整性。因此,应选取气孔率高、弹性模量低的泡沫不锈钢作为TRISO颗粒的疏松层,可在改善热导恶化问题的同时保证SiC层的结构完整性。该研究为TRISO颗粒在工程应用中的优化设计提供了指导。      

测量和预测棒束CHF数据对比方法研究

通过采用子通道程序FLICA建模分析5×5棒束临界热流密度试验,并分别采用直接代入法(DSM)和能量平衡法(HBM)两种方法利用已有临界热流密度关系式获得计算的临界热流密度,并将计算的临界热流密度与试验获得的临界热流密度对比分析,探讨了棒束临界热流密度试验数据的处理方法。结果表明,在棒束临界热流密度试验数据与已有关系式计算数据的对比中,HBM是一种更合理的方法。     

锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(?0.8 V、?0.4 V、0 V、0.4 V 和 0.8 V)下锆合金包壳的微动磨蚀行为。采用 SEM、EDX、XPS、EPMA 和三维光学显微镜对磨痕表面的微观形貌和化学成分等进行分析,探究不同外加电位下锆合金的摩擦氧化行为及微动损伤机理。结果表明：随着电位的增加,微动过程中的腐蚀电流增加,加速磨损过程中锆合金的氧化腐蚀,锆合金的微动损伤加剧。不同外加电位下磨痕表面均存在明显的犁沟及氧化物颗粒堆积,主要磨损机制为磨粒磨损和氧化磨损。随着外加电位的增加,锆合金的磨损深度和磨损率增加,这是因为电位的增加使得腐蚀加剧,从而磨损与腐蚀交互作用增强导致磨损率的增加。揭示了电位对锆合金包壳磨痕形貌、磨损量和摩擦腐蚀交互作用的影响规律,阐明了不同电位条件下锆合金的磨损机制,为锆合金包壳在长周期服役过程中磨损行为的分析和预测提供理论支撑。     

商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

压水堆（PWR）是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO₂燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO₂燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。      

AFA 3G与AFA 2G燃料棒性能分析

阐述了保证燃料棒完整性应遵循的设计准则，给出了分析所采用的计算方法，用COCCINEL程序计算了各种极限燃料棒性能，验证了燃料棒的设计能满足相关准则的要求。     

小批量国产自主化燃料组件入堆辐照策略研究

为实现第三代中国燃料组件（CF3）的小批量应用，研究了方家山核电厂2号机组第4循环到第7循环的燃料管理策略。在综合考虑核电厂运行经济性、安全性和CF3小批量应用的辐照考验要求的基础上，完成了CF3小批量辐照的燃料管理方案。为了进一步提高CF3的最大卸料燃耗，进行了燃耗达到55000?MW·d/t(U)的可行性分析。研究表明，CF3小批量辐照的燃料管理方案满足核电厂运行的安全性和经济性，达到了CF3小批量应用的辐照考验要求，如果后续调整该燃料管理方案的第3循环的堆芯装载，可以实现CF3的燃耗达到55000?MW·d/t(U)。      

N36锆合金包壳堆内腐蚀模型研究

本文利用池边检查数据，基于阿累尼乌斯方程建立了N36锆合金包壳堆内腐蚀最佳估算模型。由于缺乏腐蚀转折前数据，N36锆合金包壳腐蚀转折前氧化膜厚度只是时间的函数，腐蚀转折后氧化膜厚度是包壳温度和时间的函数。通过在最佳估算腐蚀模型上添加工程因子，建立了不同加工工艺N36锆合金包壳腐蚀模型。N36锆合金包壳腐蚀包络模型在最小腐蚀转折点的基础上建立。模型验证结果表明，N36锆合金包壳腐蚀模型与验证数据符合较好，能够用于N36锆合金堆内腐蚀行为模拟。     

新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型，本文根据新型锆合金的蠕变试验数据，研究了新型锆合金包壳管在温度为593～673 K、应力在60～160 MPa条件下的堆内外蠕变行为，采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究，从蠕变行为本构方程出发，研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法，并进行了初步验证。验证结果表明：预测值和测量值符合较好，最大相对偏差在25%以内，模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型，表达了其堆内蠕变规律，为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。