B4C/Na/S.S.三元体系化学相容性研究Ⅱ.相容时间及钠中氧含量的影响

将快堆控制棒模拟样品置于高温热对流钠回路中 ,于 550℃下进行B4 C/Na/S .S .三元体系化学相容性试验 ,研究相容时间及钠中氧含量对相互作用特性的影响。结果表明 :试验后的B4 C芯块完整 ,无掉角、龟裂或破碎 ;包壳管内表面渗B ,渗B量与相容时间的平方根成正比 ,渗B深度不随相容时间变化 ;包壳管内表面显微硬度明显升高 ,其升高幅度随相容时间增长略有增大 ,不同相容时间下的硬化层深度均约为 4 0 μm ;相容时间从 80d增加到 4 0 0d ,包壳管内表面相继出现反应产物Cr2 B ,Na4 B10 O17,B6Fe2 3,CrB和NiB ,NiB12 ;B向包壳管内表面的扩散与温度、相容时间及钠中氧含量有关 ,氧对B的扩散起促进作用。     

B4C／Na／S.S.三元体系的化学相容性：Ⅰ.温度效应及B／C比的影响

在堆用不锈钢包壳管内分别填装不同Ｂ／Ｃ比的Ｂ４Ｃ芯块及核级钠,以模拟快堆控制棒内的Ｂ４Ｃ／Ｎａ／Ｓ．Ｓ．三体系,在堆外５５０、６５０和７５０℃下相互作用８２ｄ。试验后的Ｂ４Ｃ芯片外观完整,未见掉角,龟裂或破碎;表面变得粗糙,失去原有的金属光泽,化学反应产物ＮａＢ５Ｏ８等在表面沉积和粘附,并导致Ｂ４Ｃ芯块体积增大;芯块的微观结构和晶粒度试验前后无明显变化。包壳管内表面渗Ｂ、渗、Ｎａ和渗Ｃ,渗Ｂ和渗Ｎ     

B4C／Na／S.S.三元体系化学相容性研究：Ⅱ.相容时间及钠中氧？…

将快堆控制棒模拟样品置于高温热对流钠回路中,于５５０℃下进行Ｂ４Ｃ／Ｎａ／Ｓ．Ｓ．三元体系化学相容性试验,研究相容时间及钠中氧含量对相互作用特性的影响。结果表明：试验后的Ｂ４Ｃ芯块完整,无掉角、龟裂或破碎;包壳管内表面渗Ｂ,渗Ｂ量与相容时间的平方根成正比,渗Ｂ深度不随相容时间变化;包壳管内表面显微硬度明显升高,其升高幅度随相容时间增长略在增大,不同相容时间下的硬化层深度均约为４０μｍ;相容时间从８     

通气式B4C屏蔽棒的辐照考验

介绍了中国试验快堆屏蔽组件采用的通气式B4C屏蔽棒的结构与辐照考验结果。在BOP-60快中子反应堆对屏蔽棒的辐照考验表明:在508~580℃下,经383个有效辐照天后,最大快中子注量达0.38×1023cm-2(En>0.1 MeV),包壳材料的最大辐照损伤剂量为18.6 dpa(原子离位次数),10B平均燃耗约10.2%,最大燃耗约19.4%。屏蔽棒的结构完整,尺寸无明显变化,40个芯块中,有17个块保持原状和完整性,其余的损坏成两块或更多的小块,不可能从通气孔中逃逸,B4C芯块的最大肿胀值为ΔV/V≈4.2%。包壳的机械特性能保持足够高的水平,在最大损伤剂量部位的屈服强度增加了30%~40%,在500℃下屈服强度为760 MPa。均匀伸长率在辐照后减少了25%~30%,在500℃下为1.4%。B4C吸收元件在达到的辐照参数下表现出高的辐照稳定性,可以用在CEFR反应堆的B4C屏蔽组件中。     

Investigation of B4C/ Na/S.S.Chemical Compatibilityfor FBR Control Rod——The Effectsof the Temperature and B/C Rati

ThispaperisonepartofinvestigationofB4C/Na/S.S,thechemicalcompatibilityforFBRcontrolrod.TheeffectsoftemperatureandB/Cratiooncharicteristicsofchemicalcompatibilityarestudiedspecifically.1　TestConditions1)B/Cratio=4.0,T=550,650and750℃,t=82d;2)B/Cratio=3.8,…     

Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。     

俄继续开展耐事故燃料测试

正【英国《国际核工程》网站2021年5月4日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)2021年4月29日宣布计划在年底完成耐事故燃料试验组件的第三个辐照周期测试。俄2019年1月在核反应堆研究所(RIAR)MIR研究堆中启动对首批两个耐事故燃料试验组件的辐照测试。两个组件由新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP)制造,含有2种燃料芯块和2种包壳:燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块;包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。     

Investigation of B_4C/Na/S.S.System Chemical Compatibility——Effects of Test Period and Oxygen Content in Sodium

Thesimulationspecimensofthebreederreactor'scontrolrodareputintothethermalconvectionsodiumloop,andtheoutofpiletestsforB4C/Na/S.S.systemchemicalcompati-bilityareperformedat550℃,theeffectsofthetestperiodandoxygencontentinsodiumonthecompatibilitycharactersar…     

俄耐事故燃料即将入堆测试

正【英国《国际核工程》网站2019年1月2日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)旗下新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP) 2018年12月27日宣布,已制造出适用于包括VVER在内的压水堆的耐事故燃料试验组件。试验组件中含有2种燃料芯块和2种包壳:燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块;包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。这些芯块和包壳组成了4种燃料棒。     

B_4C/Na/S.S.三元体系的化学相容性研究——相容时间及钠中氧含量的影响

B_4C/Na/S.S.三元体系的化学相容性研究——相容时间及钠中氧含量的影响@许咏丽@龙斌@张道德     

UO2-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO2芯块 不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO2芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO2的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO2芯块 316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

国产压水堆核电站40 GW•d/tU乏燃料棒金相检验

为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施（303热室）对燃耗为40 GW•d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明：40 GW•d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%～5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2 μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23 μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150 μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。     

辐照蠕变对锆合金包壳管吸氢所致多场耦合行为的影响

本文考虑辐照效应,改进了锆合金包壳管内部的氢原子扩散-氢化物析出-热-力耦合行为的微分控制方程。根据多物理场等效积分弱形式和所建立的耦合计算方法,在FEPG软件平台编制文件,生成多场耦合计算的有限元程序,并对程序进行了验证。计算分析了辐照蠕变对锆合金包壳管堆内吸氢所致多场耦合行为演化的影响,结果表明:辐照蠕变导致包壳管内产生应力松弛,促使Mises应力显著降低,同时导致静水应力由负值转变为正值,进而影响氢原子的扩散;与不考虑辐照蠕变的结果进行对比,发现辐照蠕变会增大燃料芯块与包壳管局部接触区域的负的静水应力的绝对值及向外的静水应力梯度,导致接触区域内的氢原子浓度减小,接触区域周围的氢原子浓度增大。     

美启动EnCore燃料在商业机组的辐照测试

正【美国西屋公司网站2019年9月5日报道】美国西屋公司(Westinghouse) 2019年9月5日宣布,首批两个含有En Core燃料棒的先导试验组件已装入拜伦2号机组堆芯。此次装入拜伦2号机组堆芯的先导组件含有铬涂层包壳、高密度ADOPT芯块(掺有氧化铬和氧化铝的二氧化铀芯块)和硅化铀芯块。     

中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。     

韩国的高燃耗燃料技术

高燃耗燃料开发是韩国的国家级研发项目,涉及包壳、UO2芯块、定位格架、性能评估程序和燃料组件测试等关键技术领域。经过合金成分设计、制管、堆外和堆内试验,新的包壳合金被开发出来。由于新合金采用了优化的成分和热处理工艺,这种新型Zr-Nb管的抗腐蚀能力和蠕变强度远优于ZrO4管。氧化铀芯块的大晶粒制造技术使用了不同氧化铀晶种和微量掺杂的铝。通过对氧化铀芯块的碎片进行氧化和热处理获得UO2晶种,然后将其加入UO2粉末中。通过制造含有W通道的UO2芯块来提高热导率。为了分析燃料性能,建立了新的高燃耗模型和相应的程序。该程序经过了国际数据库和我们自己数据库的验证。开发的定位格架有波浪形接触弹簧和搅混翼。力学和水力测试表明该格架在棒支撑、耐磨性、临界热流密度等方面都有良好表现。最后,研发了燃料组件测试技术,建造了力学和热工水力测试装置,已投入使用。不久以后,这些成果都将被用于韩国核燃料计划,提高韩国压水堆的安全性和经济性。     

3×3-2小组件加深燃耗考验元件的金相检验

对3×3-2小组件加深燃耗考验元件进行了金相检验,元件最高燃耗(以金属U计,全文同)为30 917 MW*d/t.检验结果表明锆包壳外表面氧化膜剥落较为严重,内表面氧化膜最大厚度为19.46 μm;芯块与包壳平均间隙为24.93 μm;包壳最大吸氢量达到190 μg/g;芯块平均晶粒尺寸约为15.65 μm,部分晶粒有所长大,但无柱状晶出现;芯块气孔率约为5.52%,尺寸小于5 μm气孔的体积份额约占总气孔度的29.86%.在该燃耗下,元件仍具有一定的安全裕度.