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。      

一种小型零件热处理炉的设计

电阻炉通过电热元件将电能转化为热能,加热炉内的金属。电阻炉比火焰炉热效率高、温度易控制、操作条件好、炉体寿命长,适用于加热制度要求较严的工件加热,但电费较高。本文根据小型零件加热条件设计了一种性能和经济效益良好,且效率高的热处理炉。计算了电阻炉的功率、空炉升温时间,并选择和计算了电热元件的材料。在设计炉子的基础上,优化了炉门以及炉衬,使炉门的密封性和保温性能更优良。     

耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

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。     

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。      

乙酸乙酯萃取-ICP-MS测定高纯金中杂质元素含量

采用乙酸乙酯萃取分离金基体,用电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)内标法测定高纯金中31种杂质元素。萃取酸度为1 mol/L HCl,用25 mL乙酸乙酯可去除金基体对待测元素的干扰,对金的萃取率大于99.9%。将31种元素用~(45)Sc、~(133)Cs、~(159)Tb、~(187)Re等4个内标元素分组测定。方法检出限为0.25μg/L,定量限为0.83μg/L,精密度(RSD,n=12)为0.31%～5.97%,加标回收率为95.3%～109.2%。可满足99.999%的高纯金样品中杂质元素含量的检测。     

耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案，本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法，从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明：采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好；由于高铀密度燃料(包括UN、U₃Si₂及UN-U₃Si₂复合燃料)各自均具有鲜明的特点，其中UN-U₃Si₂复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色，但从中子经济性的角度考虑需要将UN中¹⁵N进行富集，而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U₃Si₂燃料的设计方案。     

核电用316L不锈钢粉末增材制造研究现状

增材制造技术是一种无须模具、近净成形的先进制造工艺。不锈钢是一种在核电行业广泛应用的结构材料。实现不锈钢结构件的增材制造将进一步推动增材制造技术的发展,也可为核行业带来革命性改变。以核电用316L不锈钢为例,系统阐述了不锈钢粉末增材制造研究现状,包括粉末制备工艺现状、增材制造成形工艺现状以及成形件的组织性能研究现状。目前,增材制造用316L不锈钢粉末的制备工艺主要为雾化法,粉末的物化性能受制粉工艺参数的影响。在激光粉末床熔融增材制造技术、电子束选区熔化技术和等离子增材制造技术中,尤以激光粉末床熔融增材制造不锈钢的应用最为广泛。增材制造316L不锈钢的组织与性能存在各向异性,但各向异性可通过增材制造的后处理技术消除。目前增材制造最为常用的后处理技术为热处理。与锻造316L不锈钢相比,经热等静压处理的增材制造316L不锈钢的力学性能与辐照性能更优。目前,核用不锈钢的增材制造技术还处于起始阶段,后续应重点关注增材制造的成形机理及成形材料中子辐照性能等内容。