等离子喷涂制备FeCrAl涂层的ATF锆包壳性能研究

介绍了中广核研究院在事故容错燃料（ATF）包壳领域的最新成果,通过等离子喷涂技术制备出锆合金表面的FeCrAl保护层;通过扫描电镜（SEM）与X射线衍射（XRD）分析了涂层的显微结构与物相,筛选出最优工艺样品;通过高温蒸气氧化增重数据检测了FeCrAl涂层耐蚀性能,使用SEM与X射线能谱（EDS）分析了氧化后样品中的主要元素分布,并以此研究FeCrAl涂层无耐腐蚀性能的机理,提出工艺改进方案。      

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。     

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。     

常压下ATF锆合金包壳Cr涂层表面饱和池式沸腾气泡行为实验研究

铬（Cr）涂层锆合金包壳是最有前途的耐事故燃料（ATF）的新型包覆材料之一,对其表面的气泡动力学进行研究有助于评估是否具有更好的传热性能。在常压下的Cr涂层锆合金包壳池式沸腾实验装置中对不同工艺方法下制备的Cr涂层锆合金包壳进行实验,研究了粗糙度等表面状态对气泡产生、长大以及脱离等气泡行为的影响。结果表明,气泡接触角与Cr涂层表面粗糙度有关,粗糙度越大,表面气泡接触角越小;不同涂层工艺下制备的4种Cr涂层锆合金包壳样件表面的气泡脱离直径范围为1.256～1.446 mm,气泡脱离频率范围为29.99～50.97 Hz;气泡脱离直径与粗糙度呈负相关,脱离频率与粗糙度呈正相关;气泡脱离直径预测模型与实验数据之间的偏差为±6%,脱离频率预测模型与实验数据之间的偏差为±3%。     

Cr涂层厚度对锆合金包壳GTAW焊缝组织与性能的影响分析

研究了Cr涂层厚度对锆合金包壳GTAW接头组织和性能的影响,结果表明涂层明显降低焊缝的熔深,Cr元素非均匀熔入焊缝造成焊缝点状特征出现,且随涂层厚度增加而增多,当涂层厚度超过20μm后,涂层侧焊缝形成鱼骨状的共晶组织,并观察到沿晶间扩展的显微裂纹。水腐蚀下焊缝表面的富Cr层具有明显的裂纹和脱落倾向,熔于焊缝内的Cr元素则显著增加焊缝的硬度,当Cr涂层厚度为15μm时焊缝硬度最高,达到299 Hv,涂层厚度继续增加焊缝硬度出现降低趋势。     

CrN活塞环涂层的工艺制备与摩擦学性能研究

论文采用多弧离子镀技术在活塞环表面制备了CrN涂层,系统地研究了不同N2含量对CrN涂层的相结构和纳米硬度的影响规律.并采用CETR微动摩擦磨损试验机比较研究了Cr电镀层与CrN涂层的高温微动摩擦磨损性能,研究结果表明:随着N2含量的增加,薄膜由Cr2N(211)相过渡到CrN(220)相;膜层的纳米硬度随N2含量的增加而增大,并出现两个峰值;与Cr电镀层相比,CrN涂层主要以磨粒磨损为主,犁沟较窄且平滑,抗高温粘着磨损性能明显增强,而且摩擦系数较小,具有较好的摩擦匹配性能,更适合用于活塞环服役的高温磨损环境.     

耐事故燃料研究进展

2011年日本福岛核电事故使人们意识到了现有UO_2-Zr核燃料系统的缺陷,尤其在反应堆能动安全系统失效后越发明显。此后提出了耐事故燃料(ATF),它是为提高燃料元件抵御严重事故能力而开发的新一代燃料系统。ATF技术是近50年以来核燃料领域的一次重大技术革命,是超高安全核能系统的未来,在国际核能界已掀起一股科技研发热潮,正深刻改变着核能科技的发展方向。该论文主要从燃料包壳与芯块工艺方向介绍了近几年国际上对新型ATF燃料的研究进展。     

UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。     

HTGR颗粒燃料包覆工艺研究

包覆颗粒燃料涂层工艺是高温气冷堆(HTGR)关键技术之一。在研究制备工艺参数对包覆层性能的影响的基础上,确定了制备包覆颗粒燃料的最佳工艺条件,并制备出达到冷态设计要求的 Triso 型包覆颗粒燃料。     

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。     

事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO₂-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO₂-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加²³⁵U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的k_inf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。     

UO2燃料颗粒涂层工艺

本文简述了UO_2燃料的涂层工艺和涂层原理,评价了某些涂层设备,讨论了涂层工艺参数(涂层温度、进料参数、涂层时间等)对涂层过程及结果的影响,简单介绍了涂层产品质量的检验方法。     

锆合金表面耐事故涂层研究进展

锆合金表面涂层是核电耐事故燃料研究的一个重要技术途径。本文综述了福岛事故后锆合金包壳外表面耐事故涂层的研究进展,依据涂层制备中的涂层材料、制备工艺、涂层性能表征等关键问题逐次展开。首先介绍用于核电锆合金表面的涂层材料,主要包括金属涂层、陶瓷类涂层、合金涂层和多层复合涂层。其次,介绍用于锆合金表面耐事故涂层的制备工艺,主要包括冷喷涂、离子镀、磁控溅射和其他种类的制备工艺。最后,介绍锆合金表面耐事故涂层性能表征方法以及涂层材料和制备工艺对涂层性能影响的研究工作,涂层性能包括涂层表面完整性和关键堆外性能两个方面。本研究进展可为进一步研究与开发锆合金表面耐事故涂层提供重要参考。     

Transient Cooling Process of Fuel Rod in Reactivity Initiated Accident

Out-of-pile experiments were performed with Zircaloy-4 rods in subcooled water environment to study the basic phenomena occurring in the transient cooling process undergone by a fuel rod during a reactivity-initiated accident (RIA) affecting a light water reactor (LWR). The experimental results show that the cooling process of the fuel rod during an RIA can be divided into three phases separated by the quenching temperature T_q and the rewetting temperature T_q .

It is also noted from the experimental results that with increasing degree of subcooling, T_q tends to rise to levels far exceeding the maximum liquid superheat temperature of water; T_q , on the other hand, is little affected by the cooling water temperature, and remains close to that of the maximum superheat temperature.

Numerical calculations indicate conclusively that radial heat transfer to coolant water is the dominant factor that governs the transient cooling process in an RIA affecting the cold start-up of a BWR, rather than the axial heat conduction through rod which is considered to be the basic mechanism of cooling that governs the reflooding process during a LOCA.     

乏燃料事故源项估算方法研究

福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STEM的正确性。STEM乏燃料事故源项估算模块可为核电厂的乏燃料事故后果评价提供参考。