M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

对国产及法国产两种M5锆合金包壳管进行拉伸性能测试,包括轴向拉伸及其环向拉伸.测试温度为室温及375 ℃.测试获得了φ9.5 mm×0.57 mm M5锆合金包壳管轴向和环向在两种试验温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、延伸率δ等性能指标.     

M5合金的堆内外性能概述

概述了法国法马通公司开发的新型燃料包壳材料 M5合金在堆内外的腐蚀、吸氢、显微组织、蠕变、辐照生长等性能。从已获得的堆内数据证明， M5合金包壳在抗腐蚀、吸氢、蠕变、辐照生长方面大大优于最佳化的 Zr- 4合金包壳。可以预计， M5新合金包壳能满足燃耗达 65GW· d· t－ 1的设计要求。在法马通推出的 PWR燃料组件 AFA- 3G已采用了 M5合金包壳。     

高性能燃料元件堆内试验组件焊接技术

高性能燃料元件研究项目组设计的堆内试验组件的焊接部件主要包括:1mm厚的不锈钢燃料包壳管和压力包壳管（合称为双包壳管）、端塞及压力传感器等。焊接设计要求达到以下标准:熔深1mm;焊缝变形量小于0.1mm的双包壳管间隙;焊缝氦漏率小于10-5Pa·m3/s:需要通过按1级焊缝标准要求的X光无损检测。根据任务要求,我们将高性能燃料元件堆内试验组件的焊接分为元件本身结构的焊接和堆内试验测试系统与元件结构的焊接两个部分。 元件本身构件的焊接主要是指元件的双包壳薄壁管与端塞的焊接和端塞的充压堵孔焊。这部     

含裂纹锆合金包壳管氢致多场耦合行为的数值模拟研究

考虑氢化物应力再取向,给出了锆合金包壳管氢致多场耦合行为的理论模型。建立了相应的多场耦合计算方法,编程获得了有限元程序。针对内压作用下的含轴向裂纹包壳管,建立了有限元模型,对其氢致多场耦合行为进行了计算分析。研究结果表明：对于含大量固溶氢原子的含裂纹包壳管,只有裂纹尖端区域析出较多的氢化物,这主要是由于此处存在很大的静水应力梯度和氢原子浓度梯度,并具有较低的氢原子固溶度;裂纹尖端析出的氢化物绝大部分沿包壳管径向,致使包壳管易于产生径向开裂,威胁其安全性;内压施加完成后,因氢化物析出膨胀,裂纹尖端区域的环向应力、径向应力、静水应力及其梯度均随时间而降低,导致氢化物析出逐渐减速。     

核电站用M5合金包壳管疲劳性能研究

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料,现已用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。核燃料包壳管在正常服役工况下,经受强烈的中子辐照,同时管内外均承受交变应力和温度作用,以及电厂定期开停堆,使得包壳经常产生周期性塑性变形,因此,锆合金包壳的疲劳行为研究成为核安全防护的重要课题之一。特别是当前核电站追求高燃耗、低燃料循环成本,换料周期更长,这样就对燃料包壳材料提出了更高的要求。核电站用包壳管疲劳失效是导致反应堆燃料元件发生破坏的主要原因之一。本工作对国产及法国产两种M5锆合金包壳管的疲劳…     

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。     

CIAE Application of Patent in 2006

在水冷动力堆内，元件包壳必须具有足够的蠕变强度，以防止在高温、高压下运行的包壳塌陷和变形而危害元件卸装及减小包壳容纳裂变气体的能力和冷却剂流道的间隙。因此，锆合金的蠕变性能是反应堆运行中必须考虑的重要问题之一。我国已引进法国M5锆合金包壳管制造技术。     

燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明：N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。     

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。     

9Cr3W低活性马氏体钢微观组织及力学性能的初步研究

通过提高W含量,调整V、Ta、Ti、N等微合金元素含量,设计了9Cr3W型低活性马氏体钢。研究了该钢的微观组织结构与硬化、时效及相转变行为,对其进行了拉伸性能和冲击韧性测试。与Eurofer97钢相比,该钢表现出优良的高温拉伸性能。分析了9Cr3W钢用作超临界水堆堆芯内部件及包壳材料的可行性,其高温力学性能远优于Zr合金包壳材料;拉伸性能与T91钢相当,且韧脆转变温度低于T91钢,冲击吸收功上限高于T91钢,具有优良的冲击韧性;9Cr3W钢的高温瞬时强度低于奥氏体316不锈钢,成为制约其用于超临界水堆堆芯内部件及包壳的因素之一。     

CN-1515包壳管抗拉强度测试分析

<正>对两种规格国产快堆堆芯组件CN-1515包壳管进行了室温及高温拉伸性能测试,并与俄罗斯快堆ChS-68包壳管及国产快堆316Ti包壳管进行了对比,结果列于表1。测试结果表明:国产CN-1515包壳管与俄罗斯ChS-68包壳管及国产316Ti包壳管抗拉强度随温度变化规律基本一致,抗拉强度接     

管材内压闭端爆破测试系统的研制

研制了管材内压闭端爆破测试系统.该系统实现了按ASTMB811-90标准要求的对锆合金核燃料包壳管室温闭端爆破性能及材料在施加内压过程应变的测试.     

微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响

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...     

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。      

中子辐照对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响研究

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。      

模拟裂变产物腐蚀对国产不锈钢包壳管室温爆破性能的影响

未经腐蚀的国产不锈钢包壳管与在两种不同氧势下经模拟裂变产物腐蚀后的包壳管相比，其室温爆破强度和周向延伸率有明显变化。由于氧势对包壳管腐蚀深度影响显著，从而也明显影响包壳管的爆破强度和周向延伸率。爆破口的微观形貌分析进一步显示了裂变产物腐蚀对包壳管力学性能的影响。试验方法对结果的影响也作了初步探讨。     

M5合金包壳管高温爆破性能

在反应堆运行期间，特别是运行后期，由于燃料芯块与包壳的机械相互作用以及燃料芯块的裂变气体的释放，包壳管将承受较大的双轴应力。为保障在反应堆运行期间的安全性，燃料元件包壳管的完整性非常重要。而内压爆破试验更能体现出燃料包壳材料在堆内时的真实受力状态。     

新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型，本文根据新型锆合金的蠕变试验数据，研究了新型锆合金包壳管在温度为593～673 K、应力在60～160 MPa条件下的堆内外蠕变行为，采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究，从蠕变行为本构方程出发，研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法，并进行了初步验证。验证结果表明：预测值和测量值符合较好，最大相对偏差在25%以内，模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型，表达了其堆内蠕变规律，为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。     

低锡Zr—4包壳管电子束焊接时发生的合金元素蒸发现象

采用电子探针的波谱分析方法,对国产低锡Ｚｒ－４包壳管的环焊缝试样进行表面成份分析。分析结果表明,从焊缝的外边到内边缘,Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素的化学成份在统计上呈增大趋势,腐蚀后出现了白色产物的试样表层,其Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素含量相当程度地降低。这一事实表明,国产低锡Ｚｒ－４包壳管采用电子束焊接时,在一定的焊接规范环焊缝的合金元素存在严重蒸发现象,特别是合金中锡元素的蒸发使其锡元素含量低于０．５％,导     

SiC复合包壳堆内性能初步分析

采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。