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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。 相似文献
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UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一,需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t-1(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明,稳态工况下UN-FeCrAl燃料元件热力学性能表现良好;瞬态下UN燃料的芯块中心温度最高仅为862℃,可满足芯块温度设计要求,但FeCrAl包壳的瞬态应力最大将达到459 MPa,且瞬态应变量相比于稳态应变量最大增加了0.23%,这可能会使FeCrAl包壳面临瞬态应力和瞬态应变准则超限的风险。因此后续研究应重点关注FeCrAl包壳的瞬态应力和瞬态应变性能。 相似文献
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为分析卡轴工况下事故容错燃料(ATF)对反应堆安全的潜在影响,以中国改进型三环路压水堆(CPR1000)为参考电站,基于系统分析程序NUSOL-SYS进行了二次开发,研究了不同ATF组合在卡轴工况下的表现,并对ATF包壳表面特性变化可能引起的换热系数和临界热流密度(CHF)变化开展了敏感性分析。分析结果表明,在卡轴工况下,ATF包壳表面特性变化导致的换热系数和CHF变化会对芯块最高温度和包壳峰值温度(PCT)产生较大影响,热导率大的ATF芯块能极大地降低芯块温度,比热容大的ATF材料能降低PCT。 相似文献
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FeCrAl合金包壳作为事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)中长期可商用的技术途径得到了广泛关注。本文旨在研究微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响。采用光学显微镜观察FeCrAl和FeCrAlY合金晶粒尺寸和微观形貌。采用爆破试验机和热重分析仪开展内压爆破试验和高温水蒸气氧化试验。采用X射线衍射仪(X-ray Diffractometry,XRD)、扫描电子显微镜(Scanning Electron Microscope,SEM)和能量色散谱仪(Energy Dispersive Spectrometer,EDS)观察FeCrAl和FeCrAlY合金氧化产物成分、表面及截面氧化产物形貌,并对其成分进行分析。研究结果表明:微量Y主要固溶到FeCrAl合金包壳基体中,未形成Fe-Y第二相;固溶到FeCrAl合金包壳基体中的Y未对室温到1 000℃内压爆破强度和破口形貌产生影响;但添加微量Y显著改善了FeCrAl合金包壳的耐高温水蒸气氧化性能,800℃、1 000℃和1 200℃水蒸气氧化8 h条件下,氧化增重量分别下降65.1%、60.0%和31... 相似文献
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事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故(LBLOCA)设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO2-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。 相似文献
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新版HAD 102/07—2020核动力厂反应堆堆芯设计中明确要求:设计分析应考虑反应堆冷却剂系统正常运行产生的腐蚀产物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。因此,有必要分析燃料污垢对事故工况下燃料棒传热性能的影响,特别是以燃料芯块温度和包壳温度为验收准则的典型事故工况。本文开发污垢计算模型,采用等效热导率关系式计算含污垢和氧化层的包壳热导率,即认为污垢、氧化层均匀分散在包壳层中,使得包壳热导率变化,该等效包壳层所引起的温度梯度与实际情况相同。随后,基于对“华龙一号”核动力厂事故分析结果,选取了典型非LOCA事故(弹棒事故、功率运行下单个控制棒失控抽出事故)和LOCA事故进行污垢影响研究。结果表明,考虑污垢后,事故过程中的燃料芯块中心峰值温度和包壳峰值温度均有显著上升,但依然满足事故验收准则要求。 相似文献
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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。 相似文献
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FeCrAl合金具有良好的抗高温氧化和力学性能,能够作为燃料包壳材料。为研究FeCrAl合金的辐照力学性能,开展了不同元素成分含量和2×1019 cm?2、8×1019 cm?2 2种中子注量辐照下的FeCrAl合金力学性能试验,并在室温和380℃下测试了FeCrAl合金的拉伸性能,获得了不同Cr和Al含量FeCrAl合金的抗拉强度和屈服强度,并研究了Al含量、Cr/Al含量配比及中子辐照对FeCrAl合金力学性能的影响。研究表明,FeCrAl合金强度随着Al含量增加大致呈增加趋势;经2×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度有较大提升;再经8×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度升高不明显。该研究结果为耐事故燃料(ATF)包壳材料的研发选型提供了重要的数据支撑。 相似文献
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《原子能科学技术》2015,(Z1)
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。 相似文献
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由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。 相似文献
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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。 相似文献
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全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。 相似文献