反应堆控制棒材料Ag-In-Cd的热物理性能测量

采用示差法、示差扫描量热法、超声共振法和激光脉冲法,分别测量了Ag-15wt%In-5wt?合金在300℃以下的热膨胀系数、比热容、杨氏模量、热扩散率和热导率。测量结果表明:在20～300℃温度范围内,随着温度的升高,合金的线热膨胀系数增加,20～300℃合金的平均线热膨胀系数为23.2610-6℃-1;300℃以下,合金的比热容随温度变化不大,其平均比热容为0.2583J/g℃;合金的杨氏模量随温度的升高而下降,热扩散率和热导率随温度升高而升高,300℃时合金的杨氏模量、热扩散率和热导率分别为66.2GPa、0.30810-4m2/s和0.836 W/m℃。     

二氧化铀热导率的气孔效应

本工作测量了气孔率为2.10,3.47,4.32,5.84,和8.67%的UO_2在573—2273K温度范围的热扩散率。算出了相应的热导率。基于UO_2的热传导模型,求得了热导率与温度、气孔率的关系式。与改进的Maxwell-Eucken气孔效应修正式对照,推算了气孔系数的表达式,还给出了UO_2的德拜温度。     

用激光脉冲法测量几种反应堆材料的热扩散率、比热和热导率

介绍激光脉冲法测量材料的热扩散率、比热和热导率方法在本实验室中的使用情况,以及对金属(纯铁、电弧熔炼钨、铀和铍)、陶瓷(二氧化铀、氧化铍)和石墨等材料的测量结果.     

含网状Mo沉淀的UO2小球的制作方法和热传导率的评估

将3wt％或5wt％（质量分数）的MoO3粉末与UO2小球混合，在CO2／CO比率为19：1的条件下烧结，然后在H2中退火，能够得到含网状Mo沉淀的UO2小球。通过激光闪射方法测量了UO2和含网状Mo沉淀的UO2小球在298K-1673K范围内的热扩散率，通过测得的热扩散率、样品的密度和已知的热容数据可以计算得到其热传导率。在温度高达1673K的过程中，UO2和含网状Mo沉淀的UO2的热传导率和温度的关系与传导率方程：K=9（A＋bt）^-1符合较好。含网状Mo沉淀UO2的热传导率高于纯UO2的热传导率。     

固有安全快堆铅冷却剂及其物理特性

本文简述了用铅作冷却剂的快中子增殖堆的固有安全性，介绍了铅的热力学性质、输运性质等物理特性；给出了铅的饱和蒸汽压、密度、比热容、比熔、热导率、粘度、普朗特数和热扩散率等特性的较新数据以及作者拟合的铅物性函数关系式；同时，还给出了铅的２５群中子截面数据。     

堆内测量UO_2燃料元件的有效热导率

有效热导率是芯块热导率和气隙热导率的综合描述。本文推导了有效热导率表达式,测量在不同的反应堆功率下的有效热导率值,获得了当芯块中心温度为632～1988℃时的有效热导率数据。结果表明,有效热导率开始阶段随中心温度升高而升高,然后下降;当芯块中心温度大于1800℃左右时,有效热导率继续随中心温度升高而升高。文中讨论了芯块的形状因子、包壳材料和包壳内壁温度对有效热导率的影响。     

堆内测量UO_2燃料元件的有效热导率

有效热导率是芯块热导率和气隙热导率的综合描述。本文推导了有效热导率表达式,测量在不同的反应堆功率下的有效热导率值,获得了当芯块中心温度为632—1988℃时的有效热导率数据。结果表明,有效热导率开始阶段随中心温度升高而升高,然后下降;当芯块中心温度大于1800℃左右时,有效热导率继续随中心温度升高而升高。文中讨论了芯块的形状因子、包壳材料和包壳内壁温度对有效热导率的影响。     

铀—钚—锆燃料合金物性模型

文章用最小二乘法对数据的直接数学拟合或确定物理表式常数两种方法建立了铀-钚-锆燃料合金的物性模型,变量为组成和温度。物性包括密度、固相线(液相线)温度、热膨胀、比热容和热导率。在置信度为95%时,模型的不确定度分别为±0.5%,±5.7%,±5.5%,±5.0%和±9.7%。这些模型也适用于铀-锆合金。     

放电等离子烧结参数对U3Si2芯块力学和热学性能影响的研究

U₃Si₂是轻水堆中最具前景的事故容错核燃料之一,有望在未来取代UO₂核燃料而被广泛使用。目前,采用放电等离子烧结(Spark Plasma Sintering,SPS)技术制备U₃Si₂芯块的研究已被广泛报道,但SPS参数对芯块性能的影响还尚不明确。本文采用SPS技术制备了U₃Si₂芯块,并研究了不同烧结温度(1 000～1 300℃)和压力(30～90 MPa)对芯块的力学和热学性能的影响。利用激光导热仪测量了芯块的热扩散率,并计算出芯块的热导率。通过纳米压痕仪测量芯块的力学性能,包括硬度、杨氏模量和断裂韧性。研究结果表明：所制得的U₃Si₂芯块热导率在27～700℃范围内均呈现线性增加的趋势,并随着烧结温度和压力的升高而增大;芯块的硬度和杨氏模量随烧结温度升高而增大,且随着压力的升高呈现先增加后平缓的趋势,并在60 MPa趋于平缓;芯块的断裂韧性随烧结温度升高而降低,并随着烧结压力的升...     

TFTR中局部离子扩散系数的测量

用一种新颖的诊断设备测量了ＴＦＴＲ中起因于锯齿破裂的离子温度、密度和平行速度的扰动。通过把所观察的脉冲与崩塌引起的热量、离子和动量径向扩散传播的一个简单模型拟合，确定了高功率放电中ｒ／ａ＝０．６４处的局部离子热扩散率、粒子扩散率和平行动量扩散率。发现增加了离子热散率χ＾ｉｎｃｉ在幅度上类似于从稳态１维功率平衡分析中获得的离子和电子热扩散率，而且发现粒子和平行动量扩散率比χ＾ｉｎｃｉ小一个数量级。     

蒸汽爆炸的影响因素分析

为研究各种影响因素对蒸汽爆炸的影响,设计建造了低温熔融金属入水碎化的可视化实验装置。采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水碎化的过程。实验研究了熔融金属热扩散系数、温度及冷却水温度对蒸汽爆炸的影响。实验结果表明,熔融金属热扩散系数和金属温度的乘积与蒸汽爆炸脉冲成正比;冷却水温度对蒸汽爆炸起抑制作用。熔融金属热扩散系数是影响蒸汽爆炸的重要因素。     

U—10Zr合金的电阻率,热导率和相变

用四端引线法测量了Ｕ－１０Ｚｒ（即Ｕ０．７７Ｚｒ０．２３）合金在３００－１３０Ｋ温度范围的电阻，计算出了此温度范围的电阻率。由电阻率－温度由线得到４个相变温度，分别为８８１、９３７、９７１和９９０Ｋ。根据Ｗｉｅｄｅｍａｎｎ－Ｆｒａｎｚ定律计算了各温度的热导率值，它在８８０Ｋ以下的激光脉冲法得到的热导率值符合得很好。在８８０Ｋ以上的值和Ｌｅｉｂｏｗｉｔｚ等得到的Ｕ０．７５Ｚｒ０．２５的热导率值相一致     

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

由于三层各向同性(TRISO)颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型(D-EMT)计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。     

基于有限元方法的惰性基弥散燃料传热性能研究

惰性基弥散燃料芯块(Inert Matrix Dispersion Pellet,IMDP)以高温气冷堆燃料技术为基础,采用惰性材料作为三重各向同性型(Tristructural Isotropic,TRISO)燃料颗粒的弥散基体,相比传统的UO2燃料,其最典型特征是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了温度、燃耗以及燃料颗粒与惰性基体间热阻对IMDP燃料有效热导率影响规律,并与UO2陶瓷燃料进行对比。结果表明:IMDP有效热导率随燃耗及温度的增加而减小,且在不同寿期及不同温度下,IMDP有效热导率均明显高于UO2热导率;反应堆正常运行工况下,相比UO2芯块,IMDP较高的热导率会使芯块中心温度显著降低;此外,燃料颗粒与惰性基体间热阻在0~4×10~(-4) m~2·oC·W~(-1)范围内对IMDP的有效热导率影响程度最为敏感。     

金属物性与冷却剂温度对蒸汽爆炸的影响

为了模拟研究核电站严重事故蒸汽爆炸,本研究设计建造了低温熔融金属入水碎化的可视化实验装置。采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水碎化的过程。实验研究了不同熔融金属材料,冷却水温度对蒸汽爆炸的影响。实验结果表明熔融金属热扩散系数对蒸汽爆炸有重要影响,热扩散系数越大,越容易发生蒸汽爆炸;冷却水温度则相反,冷却水温度的提高,使金属碎化颗粒增加,降低了熔融金属的传热,抑制了蒸汽爆炸。     

稳定同位素22Ne、20Ne的分离

论文从工程应用的角度出发，采用经典的热扩散理论公式，设计了一套分离稳定同位素22Ne及20Ne的生产试验装置。讨论了同位素分离系数的计算及其影响因素、分析了影响热扩散柱丰度微分方程的因素——热扩散传递系数，并根据传递系数的计算公式分析了决定热扩散分离效率的各种因素；求出了丰度方程的近似解，从而计算得到热扩散级联的长度及同位素浓缩产品的丰度。文中探讨了热扩散级联实践操作中温度、压力、流速、理论模型等关键参数的影响，并在此基础上自行设计了用于分离22Ne、20Ne同位素的热扩散级联，级联平衡时间22Ne为2周、20Ne为1周，连续运行6个月以上，产率为240 mL/d 99.9%22Ne及600 mL/d 99.9%20Ne。实践证明，该装置富集同位素效果良好，对同位素级联工程设计具有重要的参考价值。     

脉冲法测量热扩散率中的非瞬时脉冲效应

一、前言脉冲法是测量固体材料热扩散率的一种重要方法。与稳态法相比,它有试样小、温域广、测量快及操作简便等优点,对放射性材料尤为适用。然而关于绝热和瞬时脉冲的假定在实验中往往不能完全满足,这给测量结果带入不可忽视的误差。R.D.Cowan经过理论分析提出了切实可行的热损失修正法。R.E.Taylor和R.C.Heckman分别建立了非瞬时脉冲修正程序。这两个程序有两个明显的缺点:(1)只适用于特定的三角形脉冲;(2)使用起来十分繁琐。本文用更合理近似的梯形脉冲,推导了试样背面温度响应的解析式,在实用的范围内建立了修正t_c(热扩散特征时间)的表达式,最后用纯铁和纯钽的实际     

无序、层状结构WSe2晶体的超低热导率

W层和Se层交替生长得到的WSe2薄膜的截面热导率在室温下是0．05W·m^-1K^-1，比WSe2单晶的c轴热导率小30倍，比这种材料的理论最小值小85％。我们认为这种无序、层状结构晶体具有超低热导率的原因是二维晶体WSe2层随机堆垛引起的晶格振动的局域化。此外，由离子轰击引起的层状结构的无序化会提高热导率。     

燃料污垢对典型事故工况的影响研究

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。     

弥散型核燃料热导率计算模型研究

弥散型燃料热导率是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。本文基于多孔物体热导率理论,考虑基体中弥散颗粒分布相关性的影响,建立弥散型燃料热导率的计算模型,并初步验证了模型的合理性,在此基础上研究了孔隙率、燃料相体积分数以及燃料相/基体热导率比对弥散型燃料热导率的影响。结果表明:弥散型燃料热导率随燃料相体积分数和孔隙率的增加而降低;燃料相与基体热导率之比越大,燃料相体积分数对热导率的影响越小。