研究堆中铝质构件的腐蚀及冷却剂pH值的选取

国内池式经水研究反应堆中，尽管其燃料元件包壳材料，反应堆水池覆面材料和主要堆内构件材料以及运行温度不一样，其冷却剂ｐＨ值都包为偏酸性，本文根据池式经水研究堆环境条件等实际情况，从水的ｐＨ值和水温对铝质材料浸水表面腐蚀速率的影响角分析认为，即使燃料元件包壳为铝质材料，只要铝质材料浸水表面温度不超过使其表面非晶态氧化膜（屏蔽层）碱薄的临界温度，反应堆池水的ｐＨ值可以取中性范围。     

中国先进研究堆燃料元件包壳候选材料中温动水腐蚀

对中国先进研究堆（ＣＡＲＲ）燃料元件包壳候选材料ＬＴ２４、３０５铝合金进行了温度为２００℃流速为１０ｍ／ｓ的堆外动水腐蚀试验研究。     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

锆合金耐腐蚀性能研究综述

锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题，概括了现有的理论及面临的挑战。８０年代，关于锆合金化学成分、微观结构及辐照对耐腐蚀性能影响的研究取得了很大进展。近几年来的研究工作主要集中在探索腐蚀机理、选择最佳合金成分及控制微观结构方面，以满足提高燃耗、降低核电成本后对锆合金提出的更高要求。     

HTR-PM两根一回路连接管断裂的进气事故分析

进气事故是模块式高温气冷堆关注的超设计基准事故之一,石墨氧化腐蚀反应可能导致反射层结构强度减弱、燃料元件完整性和包容裂变产物能力被破坏,以及产生可燃气体等较严重后果。进气事故的分析研究对进一步掌握高温气冷堆的事故特性以及提高反应堆的安全设计具有重要意义。本文基于200MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步设计,假设与一回路压力边界上、下相连的燃料元件进料管和卸料管同时发生断裂,从而形成烟囱效应并导致空气进入堆芯,利用高温气冷堆专用系统分析软件TINTE对自然循环建立及后续的进气腐蚀过程进行了研究,分析了自然循环流量、堆内石墨腐蚀速率、舱室氧气消耗量、燃料元件温度等关键参数的变化。结果表明,即使考虑腐蚀反应的不均匀性,事故后约60h时才会出现首个燃料包覆颗粒裸露现象,燃料元件最高温度峰值低于1620℃的设计限值,保持完好的燃料包覆颗粒仍具有包容放射性裂变产物的能力。同时,如果在相应的时间内采取措施切断进气源,使石墨腐蚀反应不能继续发展,将不会对反应堆的安全造成严重的影响。     

Zr-2包壳管水侧腐蚀检验分析

本工作对辐照后燃料元件Zr-2包壳管的水侧腐蚀进行显微观察和测量分析，主要包括外表面氧化膜厚度的观察与测量、格架磨蚀的观察与测量，疖状腐蚀的观察与测量及其成因分析，并就Zr-2包壳管水侧腐蚀对燃料元件安全性的影响进行了评估。     

新锆合金水侧腐蚀性能研究阶段进展报告

燃料元件包壳的水侧腐蚀性能是PWR核电站提高燃耗的主要限制因素。为比较新锆合金与Zr-4的水侧腐蚀性能,进行了新锆合金堆外热流条件下的动水腐蚀实验。 由于热流对包壳材料的腐蚀性能影响很大,实验采用电加热模拟元件使样品表面产生热负荷。为了不破坏实验样品的表面状态,采用电热元件间接加热方式。该实验采用的电热元件间接加热方式的实验技术在国内尚属首次。由于元件的功率密度高,又采用间接加热方式,增加了元件制造的难度。在元件的设计制造中,采取了精确控制各部分尺寸,精心设计选择绝缘材料、加     

水冷动力堆燃料元件包壳的水侧腐蚀

从反应堆运行工况及材料因素,讨论了水堆燃料元件包壳的水侧腐蚀问题。为满足高性能燃料元件的要求,包壳的水侧腐蚀性能需要改善。本文根据最近的一些研究结果,讨论了各种可能有效的措施。     

压水堆停堆过程中氧化运行的研究

在燃料元件包壳未破损的情况下,来自蒸汽发生器传热管、堆内组件等设备表面的腐蚀或磨损产物对堆外辐射场的贡献率超过了 90％.为了降低反应堆停役期间的剂量或缩短大修工期,在停堆前采用氧化运行工艺,将空气或H2O2引入主回路水中,使活化腐蚀产物释放,然后通过树脂床快速去除回路中的腐蚀产物,降低停役时的辐射场剂量.本文对目前氧...     

水化学对燃料元件包壳腐蚀行为的影响

燃料元件包壳的水侧腐和吸氢是当前进一步提高燃耗的主要限制因素，由于一回路水中加入Ｈ３ＢＯ３和ＬｉＯＨ，使包壳的腐蚀问题变得更为复杂。本文综述了ＬｉＯＨ及ＬｉＯＨ－Ｈ３ＢＯ３对锆合金水侧腐蚀的影响，以及研究这种影响机理的现状。     

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。     

250 MW球床模块式高温气冷堆进水事故研究

基于250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的初步设计,以高温气冷堆专用系统分析软件TINTE程序为主要工具,对蒸汽发生器1根传热管双端断裂设计基准的进水事故进行了分析,研究了反应堆温度和压力的变化特性、球床石墨的腐蚀率以及安全阀开启所造成的可燃气体排放等.此外,还分析了风机挡板关闭失效情况下堆内温度分布差异所造成的自然循环对事故后果的影响.计算结果表明:在蒸汽发生器1根传热管双端断裂、最大进水量600 kg情况下,事故后燃料元件的最高温度远低于设计限值,化学反应所引起的石墨腐蚀不会造成反应堆结构强度的破坏和燃料元件的意外破损,释放到反应堆舱室的可燃气体含量也不存在爆炸危险.     

HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析

热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。     

研究堆铝包壳元件水池贮存的腐蚀问题

评述了研究堆乏燃料管理的重要性；总结了影响研究堆元件铝包壳腐蚀的因素；从美国和其它一些国家的经验与教训，指出关键是池水的水质；介绍了减轻铝包壳腐蚀的措施。     

氧化物燃料与不锈钢包壳的化学相互作用——一种半经验公式的导出

有关快堆氧化物燃料与不锈钢包壳的化学相互作用(FCCI),即包壳内壁腐蚀,近年来人们提出了一系列经验公式。但是都各自适用于有限的参数范围,本文在分析与腐蚀直接相关的各因素的基础上,导出了计算腐蚀量的一种较为通用的表达式,并且通过引用劳伦斯(L.A.Lawyence)等人提出的公式中的一些常数和其它文献中的数据,确定了上述公式中的系数和常数。用这个公式验算了不同来源的数据,其结果与实验相符。由此证明,它具有较大的适用范围,在此基础上,用该公式推算了商用快堆包壳内壁腐蚀。如果要求商用快堆元件的堆内停留时间达到2—3年,则内壁最大腐蚀量(按95%置信度,燃料初始 O/M=1.97)会达到130—160微米。     

HTR-10堆芯氧化模拟

对10 MW高温气冷堆(HTR-10)的堆芯模型进行简化,研究燃料元件在正常运行工况下的氧化情况,包括水蒸汽氧化及水蒸汽和氧气的共同氧化情况。结果表明,在燃料元件平均驻留期内石墨材料的水蒸汽腐蚀比较均匀,且主要发生在温度较高的底部;而氧气和水蒸汽对石墨材料的氧化则比较剧烈,底层燃料元件的石墨材料表面被腐蚀掉。     

高温气冷堆抗氧化燃料元件氧化行为分析

通过复杂化学平衡计算,对高温气冷堆抗氧化燃料元件在正常运行和极端事故工况下的氧化行为进行了理论分析。结果表明高温气冷堆在出现大量空气或者水进入堆芯的极端事故工况下,抗氧化燃料元件能够起抗氧化保护作用,保持燃料元件的完整性。然而在正常运行工况下,抗氧化燃料元件可能会发生活化氧化,抗氧化涂层的完整性可能会被破坏。通过计算提出适当提高He中CO浓度来防止抗氧化燃料元件被活化氧化。     

球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制

为满足球床式高温气冷堆（HTR-PM）示范工程对球形燃料元件大批量生产、单球高铀含量和低破损率的要求,必须对10 MW高温气冷堆时期的球形燃料元件生产工艺进行改进和优化。通过对基体石墨粉、穿衣、压制、车削和热处理等关键设备及相关工艺进行重新设计和优化,建立了规模化的球形燃料元件生产工艺。采用该工艺生产的球形燃料元件,冷态性能如压碎强度、热导、磨损和腐蚀等均满足HTR-PM的技术指标,特别是球形燃料元件的平均自由铀含量与HTR-PM球形燃料元件的自由铀含量指标（6.0×10^-5）相差近1个数量级。采用优化后的规模化生产工艺,成功地研制出符合HTR-PM技术要求的球形燃料元件。     

HTR-10燃料元件装卸系统冷态调试

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）是一座球床堆，由燃料元件装卸系统实现燃料元件的装卸和循环，且不需要停堆，为保证HTR－10的正常运行，燃料元件装卸系统必须安全，可靠，为此，必须对燃料元件装卸系统进行周密，细致的调试试验和验证，本文介绍了燃料元件装卸系统冷调试的主要调试项目，调试方法和调试结果。     

脉冲堆燃料元件设计引论

本文总结了脉冲堆燃料元件设计经验,论述了脉冲堆工作特点、燃料性能、燃料元件设计准则和设计内容,对脉冲堆燃料元件设计提出了指导性建议。