燃料棒电子束环焊缝试样腐蚀后产生蓝色氧化膜环的机理

燃料棒电子束焊接试样腐蚀后,在近环焊缝区会出现蓝色氧化膜环现象。研究了蓝色环氧化膜的 微观结构和形貌,测量了表面膜厚度和成分。用常规腐蚀法、加速腐蚀法和离子注入法研究了蓝色氧化 膜环处的抗腐蚀性能。试验表明:近环焊缝区已形成蓝色环后并不影响该处锆合金在继续腐蚀时的抗 腐蚀性能,也不影响燃料棒整体的抗腐蚀性能。根据实验结果提出了蓝色氧化膜环的产生机理和消除措施,并在大规模生产中得到了验证。     

国产新型锆铌合金水侧腐蚀行为研究

对国产新型锆铌合金进行了元件表面带有热负荷情况下的堆外动水腐蚀实验,同时进行500℃蒸汽腐蚀实验及在氢氧化锂和硼酸水中的静水腐蚀实验,获得了不同腐蚀实验条件下样品的增重或氧化膜厚度,并与改进Zr-4的数据进行了比较.利用光学显微镜(OM)对腐蚀形成的氧化膜进行了分析,采用惰气脉冲红外法测量了样品的氢含量,并用OM观察了基体中氢化物的形貌和分布.实验结果表明,国产新型锆铌合金的抗腐蚀性能优于改进Zr-4,而新型锆铌合金中细小均匀分布的第二相粒子是其具有优异抗腐蚀性能的原因.     

Zr9Ni11合金吸氢性能研究

Zr9Ni11合金在高压吸氢系统的吸氢床中于400 ℃下充氢活化后,进行等温吸、放氢实验.25 ℃时,出现了40 Pa、1 413 Pa两个等温吸氢平衡压,解吸平衡压为7 Pa,吸氢容量为195.5 mL*g-1.吸氢平衡压随平衡温度而升高,但100 ℃下的吸氢平衡压则低于25 ℃的第二个吸氢平衡压.扫描电镜(SEM)及X射线衍射(XRD)分析结果显示经烧爆及充氢活化后,Zr9Ni11合金中作为表面吸氢活性中心的Ni明显增加,相组成为Zr9Ni11、ZrNi的合金经活化后Zr9Ni11相消失,出现Zr2Ni、Zr0.17Ni0.83两个新相.活化的Zr9Ni11合金暴露于空气后吸氢速度显著降低,但可吸去空气中的全部氢气.     

用于LBLOCA试验的模拟燃料棒的设计

介绍了用于堆外大破口失水事故(LBLOCA)试验的模拟燃料棒的结构设计,阐述了内部电加热、红外加热和包壳管直接加热3种加热方式的优缺点。对电加热元件功率、预充压、几何等重要设计参数的选取进行了研究。本文工作为堆外LBLOCA试验的开展提供了技术基础。     

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。     

铀氢锆燃料芯块的测氢装置

本文介绍了铀氢锆燃料中氢含量的测定装置及该装置的精密度测定,对不同的载气流量、提取温度及收集时间的影响分别作了测试研究。当载气流量在85—100ml/min,提取温度由900℃增至1550℃时最佳的收集时间可由30分钟减至18分钟;对氢含量为1.89wt%氢化锆参考标样的测定指出,六次测定的精密度优于±2%,测量误差为2%,氢的回收率达99.3%。测试应用表明本装置及其测试方法稳定且操作简单。     

Zr—2合金在化学去污液中的辐照吸氢试验

本文叙述了Ｚｒ－２合金在４种去污液中及冷停堆γ辐照场中的吸氢试验。Ｚｒ－２合金经氢分析及金相观察表明：在试验条件下，产生的辐解氢对Ｚｒ－２包壳材料的吸氢无明显影响，更不会导致氢蚀及氢脆。     

锆合金吸氢及脱氢过程中的组织演变

采用XRD分析锆合金吸氢和脱氢过程中的相组成,并通过金相检查观察其微观组织形貌。结果表明:锆合金吸氢和脱氢过程中的相组成与过程无关;微观组织形貌仅在α+δ+γ三相共存区存在明显差异,吸氢过程中氢化锆的网状特征更加明显,但在其余相区,氢化锆的组织形貌仅取决于氢含量;微观形貌的差异主要是锆合金吸氢和脱氢过程中氢在基体中扩散机制不同而引起;吸氢过程中,氢在基体中扩散受晶界扩散控制,而脱氢过程中,氢在基体中扩散受晶内扩散控制。     

破损燃料棒二次氢化行为观察与分析

燃料棒在堆内运行时,由于初次破口会导致包壳发生二次氢化现象,二次氢化是导致燃料棒发生严重破损的重要因素。针对实际工况下的破损燃料棒,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施（303热室）上开展了相关辐照后检验,并采用热室金相手段,对燃料棒二次氢化行为进行了观察分析。结果表明：二次氢化破口有明显的氢化肿胀现象;氢化物分阶段从内壁扩散到外壁,并形成“日爆”现象;二次氢化部位芯块温度明显升高,并会导致芯块气孔迁移、芯块晶粒长大、柱状晶生长等现象发生;相比未破损棒,破损棒二次氢化部位水侧氧化膜厚度有增加现象,但仍处于正常范围内。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

压水堆燃料棒包壳微振磨损计算方法

采用Archard磨损公式作为压水堆燃料棒包壳的磨损理论模型,预测燃料棒包壳与格架之间的微振磨损,其中关键的物理量是磨损系数、燃料棒与格架之间的接触力以及滑动距离。磨损系数一般通过试验确定。随着燃耗加深,燃料棒与格架之间的接触力是时变函数,燃料棒夹持力随燃耗的变化曲线可采用试验或经验公式确定。由格架刚凸的刚度、包壳与格架的接触力以及它们之间的摩擦系数确定滑动阈值,将最大湍流激励的振动响应与滑动阈值进行比较,确定燃料棒包壳相对于格架是否存在滑动,计算燃料棒包壳在微小时间间隔内的滑移距离。几个物理量确定后,对磨损公式时间积分得到燃料棒包壳的微振磨损量。根据圆柱和表面的磨损几何关系,理论推导磨损量与磨损深度的关系,确定磨损深度,将磨损深度与相关准则进行比较,评估燃料棒包壳是否满足机械完整性的要求。     

Effect of Fuel Pellet Eccentricity with Cladding on Fuel Rod Thermal Behavior under Reactivity Initiated Accident Condition

Fuel rod behavior under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions has been studied in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR), JAERI. In the experiments, cladding thermal behavior was observed to be influenced by the fuel pellet eccentricity to produce large azimuthal temperature variation in the cladding. The maximum azimuthal cladding temperature difference was measured to be as large as 150°C by thermocouples attached to opposite sides of the cladding around the circumference, though the thermocouples did not always detect the maximum temperature difference around the circumference. The actual temperature differences in the fuel rods subjected to less than 290 cal/g?UO₂ were estimated to be 350°C at maximum based on metallographies. A simple calculation considering gap conductance variations also showed that the maximum temperature difference became 350°C under fully eccentrical condition in the fuel rod subjected to 260 cal/g?UO₂. Moreover, as the rod damage such as cladding deformation, melting and failure occurs unevenly around the circumference due to the fuel pellet eccentricity in general, the fuel pellet eccentricity should influence the fuel rod failure under RIA conditions.     

燃料棒包壳辐照蠕变与生长行为模拟研究

根据建立的包壳材料和行为模型,利用ABAQUS对包壳辐照蠕变与生长行为进行相关模拟研究。在设定的稳态工况下,计算了包壳的辐照蠕变,分析了它的应力以及蠕变的关系。通过设置节点集和不同路径方式,分析了包壳的辐照生长现象,表明了ABAQUS在核燃料性能研究方面的适用性。以及利用ABAQUS的二次开发接口,可以把自定义的模型结合到商用的有限元软件中,利用商用有限元软件的优势,快速解决部分核燃料模拟中的问题。     

燃料棒性能分析软件FRIPAC评估

为有效预测燃料棒堆内辐照行为,需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合,建立合理的计算模型。中广核研究院有限公司开发的燃料棒综合性能分析软件FRIPAC考虑了运行过程中物理、化学、材料、热力学、辐照等综合效应对燃料棒性能的影响,可对堆内燃料棒行为进行合理预测。本文介绍了FRIPAC软件的物理模型,通过与实验数据的对比对软件进行了评估。结果显示,FRIPAC能准确预测芯块中心温度和裂变气体释放,验证了FRIPAC模型的正确性。后续将继续开展气腔体积、包壳腐蚀等模型的评估,并基于评估结果不断优化软件模型。     

燃料棒包壳管内表面残留氟含量测定方法研究

锆合金管材内表面残留氟可能会加速锆合金表面微裂纹的应力腐蚀,为准确测定锆合金管材内表面残留氟含量,本文通过试验研究,研制了专用的内表面残留氟提取装置并进行了高温水解条件试验;采用离子色谱法对提取出的氟离子进行测定,建立的分析方法可以实现快速连续测定,分析范围为0.05~1.0 μg/mL,最后采用该方法对锆合金管材内表面残留氟含量进行了测定。结果表明,研制的装置可以完全提取内表面残留氟;本文提出的测定方法的加标回收率为98%~104%,最大相对标准偏差为3.9%,精密度和准确度高,测量结果满足生产需求。      

锆-4合金包壳管抗疖状腐蚀性能研究

阐述了锆-4合金包壳管疖状腐蚀机理及改善疖状腐蚀性能的途径,并通过生产实践证明采用高Fe和Cr化学成分和低温加工工艺改善锆-4合金包壳管抗疖状腐蚀性能的方向是正确的、可行的.目前采用低温加工工艺生产的锆-4合金包壳管已达到技术条件要求,保证了反应堆在燃耗寿期内的安全运行.