CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

国产新锆合金小组件堆外冲刷试验

正"国产新锆合金小组件辐照考验"课题组在完成辐照技术方案与组件设计加工的基础上,利用堆外高温、高压试验回路,开展了国产新锆合金模拟小组件的堆外水力冲刷试验。试验旨在验证国产新锆合金考验燃料组件在设计冷却剂流动条件下的流动特性及结构稳定性,为国产新锆合金考验燃料组件的设计验证及入堆辐照考验的安全评审提供依据。冲刷试验段由承压容器、模拟燃料组件和组件支座组成,其结构示意图示于图1,横截面结构示于图2。     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

三代核电厂电气贯穿件用屏蔽双绞导体组件的设计及验证

根据三代核电厂对于屏蔽双绞（STP）电缆贯穿安全壳的功能需求，结合三代核电厂的环境条件和STP电缆的功能要求，设计了一种电气贯穿件（EPA）用STP导体组件专门用于安全壳内外的STP电缆的连接。重点介绍了STP导体组件的结构设计、材料选型，并通过型式试验对STP导体组件的密封性能、电气性能、耐辐照性能和电磁兼容性能等关键特性进行了试验验证。试验结果表明，STP导体组件满足规定的设计寿命、密封和电气等预期设计要求。      

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。     

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

为评估快堆结构材料的辐照损伤，本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案，分析探测片特性和反应道截面，选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱，并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算，同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明，本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内，符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系，对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。     

一种辐照加速器用电子枪的结构设计

本文针对于辐照加速器用电子枪的使用环境及自身的特点,在结构设计过程中,重点考虑了阴极热子组件的相关设计及电子枪对中性的保证方法,从而设计出了一种能够随时更换阴极热子组件的辐照加速器用电子枪,同时根据其结构特点设计了相关的模夹具,减少了在装架过程中产生的累计误差,保证了电子枪的对中性.通过试验验证,在高压为60-65 k...     

热电偶柱组件用新型密封结构设计研究

针对热电偶柱组件的功能要求和反应堆结构的特点设计热电偶柱组件用新型密封结构,该密封结构采用填料式石墨环,具有自紧式密封功能,其密封面设计了锥形角,以便于石墨环的拆装。对采用锥形密封面的石墨环进行密封受力计算结果表明,采用锥形密封面增加了密封环的径向压力,提高了密封效果;应力分析结果表明其强度满足规范要求;对密封结构的冷热态密封性能试验结果表明,其密封性能良好,满足设计要求。     

辐照后铍构件的应力分析与评价

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其关键部件铍套管的应力状态。结果显示,其最大主应力远小于材料拉伸强度,从应力破坏的角度看,该铍组件仍可继续使用较长时间。     

堆内辐照在线产氚氦冷陶瓷氚增殖剂包层球床组件热工流体力学计算分析

在研究堆内进行辐照在线产氚试验是ITER计划专项国内配套研究项目之一。本工作主要针对研究堆内辐照氦冷陶瓷氚增殖剂包层（简称陶瓷）球床组件的试验技术要求，评估辐照陶瓷球床组件设计方案的可行性。通过对不同的陶瓷球床组件结构参数和组件在堆内的不同辐照位置，进行热工流体力学设计计算，得到满足要求的入堆辐照陶瓷球床组件设计方案。     

控制棒驱动机构石墨密封组件设计与密封性能验证

控制棒驱动机构（CRDM）检修及堆芯换料时都需要多次拆卸CRDM的耐压壳体,为解决现有耐压壳体Ω密封焊缝泄漏以及不能多次拆卸的问题,本文采用螺母压紧石墨环方案,利用石墨环的压缩回弹性能防止冷却剂泄漏,并设计一种石墨环密封组件实现快速拆卸;通过开展密封环压缩回弹测试、应力松弛测试以及密封组件泄漏率等密封性能测试试验对石墨环密封组件的密封性能进行验证。结果表明,本文设计的石墨环密封环组件满足设计要求,可以实现高温高压环境下的密封性能。      

同位素辐照组件热工水力计算与试验研究

采用数值模拟方法建立了同位素辐照组件的儿何模型和数学模型,利用COBRAⅢC/MIT程序计算了同位素辐照组件的热工水力参数,并与试验结果进行了分析比较.计算得出辐照组件表面和中心最高温度分别为66.6℃和72.7℃,小于设计限值80℃;辐照组件热通道最小偏离泡核沸腾比为5.72,大于其设计限值1.5.分析结果证明,同位素辐照组件入堆辐照的热工安全性能满足要求.     

稳压器人孔楔形石墨密封结构设计与验证

对适用于稳压器人孔密封的结构方案进行分析,研究密封垫材料的功能性参数,利用数值分析手段对密封结构进行初步分析。在上述基础上,开展了楔形石墨密封结构1:1热态性能考核验证试验。试验结果表明,该密封结构在经历100次冷热循环试验考核后无泄漏,拆装过程简便。热态试验验证了该型密封结构具有工程应用可行性。     

小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。     

先进中子学栅格计算程序KYLIN-Ⅱ共振计算基准验证

针对先进栅格计算程序KYLIN-Ⅱ的共振计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括单栅元、IAEA板型燃料组件、钍基组件、多层套管型燃料组件、带可燃毒物的燃料栅格、带中心大水腔的超临界水堆燃料栅格、AFA3G含钆燃料组件基准题。验证结果表明,本文的共振计算模块适用于棒栅元方型组件、板型燃料组件、六角形组件等几何结构较复杂的问题,同时可以正确计算含有铀、钍、毒物等复杂材料的共振问题,满足未来工程使用的需求。      

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析,研究了高燃耗下裂变气体释放行为,并与试验数据进行了对比验证。结果表明,在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中,该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好;程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程,但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

新型U3Si2-Al燃料组件的工程验证试验研究

新研制的U₃Si₂-Al板状弥散型燃料组件结构复杂,国内对该燃料组件的结构材料、制造工艺、力学性能、运行特性等均缺少经验及评定标准。为得到该新型燃料组件的各种性能参数,开展了燃料包壳及结构材料的力学性能试验、燃料板及包壳材料的热物性及热稳定性试验、燃料板的力学性能试验、燃料板的正电子湮灭寿命试验、燃料组件的水力冲刷和解体试验等一系列的工程验证试验和专项研究,得到的各项实验数据为燃料组件的结构设计、可靠性分析、安全审评提供了重要依据,也为燃料组件的加工制造、堆内使用管理提供了借鉴。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

采用高能重离子辐照研究铁素体/马氏体钢脆化效应

正铁素体/马氏体钢作为快堆组件的候选结构材料,辐照脆化是降低其堆内应用性能的关键问题,采用离子模拟辐照方法可大幅降低材料研究成本。对应于快堆服役环境的要求,采用高能重离子模拟辐照结合小冲杆测试技术对一种9Cr铁素体/马氏体钢的抗辐照性能进行了评价。