国产不锈钢包壳管与裂变产物的化学相互作用──堆外模拟试验

在两种氧势下（分别以Ｃｒ／Ｃｒ２Ｏ３和Ｎｉ／ＮｉＯ模拟），对国内３个单位研制的不锈钢包壳管进行ＦＣＣＩ（燃料包壳化学相互作用）堆外模拟试验。低氧势下，包壳管内壁受裂变产物侵蚀不明显，受侵深度小于包壳管腐蚀设计裕量值。高氧势下，出现了基体腐蚀、晶界侵蚀和剥蚀３种类型兼有的腐蚀形貌，其侵蚀深度超过了腐蚀设计裕量值。化学相互作用深度和晶界渗透深度随氧势增高而加大，晶界渗透深度随着Ｃｓ：Ｔｅ比增大而减小。     

吸氧材料对快堆元件包壳内壁腐蚀的抑制作用

根据快堆燃料／包壳化学相互作用（ＦＣＣＩ）的机理，选用Ｃｒ、Ｚｒ、Ｎｂ粉末（分析纯）分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内，进行ＦＣＣＩ堆外模拟试验，并与不加吸氧材料的包壳管内壁腐蚀相互比较，以腐蚀形貌、腐蚀深度、模拟裂变产物对包壳管的渗透以及包壳管组分元素分布等方面的相对变化，观测和评述了所加吸氧材料在抑制包壳管内壁腐蚀中的作用。结果表明，所选吸氧材料对包壳管内壁腐蚀均有明显的抑制作用，其抑制效率大小的次序为Ｎｂ＞Ｚｒ＞Ｃｒ     

氧势对快堆不锈钢包壳管腐蚀行为的影响

通过堆外模拟试验，研究了国产３１６－Ｔｉ不锈钢包壳管在４种氧势下对ＦＣＣＩ（燃料包壳化学相互作用）和ＦＰＬＭＥ（裂变产物液态金属脆化效应）的敏感性。结果表明包壳管腐蚀特征与氧势密切相关。当氧势低于Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值，包壳管内壁无明显侵蚀；当氧势超过Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值很多时，包壳管微观侵蚀形貌是基体氧化侵蚀与晶间侵蚀（ＩＧＡ）的混和。随氧势增加，晶间侵蚀深度减小，氧化侵蚀变严重。在与超化学计量混合氧化物燃料对应的高氧势下，同时发生基体氧化侵蚀，晶间侵蚀和剥离性侵蚀，侵蚀区呈“溃疡状”，由富Ｃｒ／贫Ｎｉ和富Ｎｉ／贫Ｃｒ层交替组成。     

CELL程序及其应用

介绍了ＣＥＬＬ程序的理论模型及其应用。ＣＥＬＬ程序采用碰撞几率方法求解多层圆环几何中的积分输运方程，得到中子能谱和栅元少数参数。对于燃料棒栅元和可燃毒物棒栅元，本程序计算的Ｋ∞与ＷＩＭＳ－Ｄ／４相应值的偏差分别为０．０２４％和０．２３％。利用ＣＥＬＬ程序计算ＨＦＥＴＲ堆各类栅元的参数，用ＣＩＴＡＴＩＯＮ程序计算的５个零功率临界实验堆芯Ｋｅｆｆ与测量值的偏差〈０．５％。ＨＦＥＴＲ堆首炉堆芯冷态和热态     

行波堆TP-1堆芯热工水力单通道与子通道分析方法研究

以泰拉能源公司提出的钠冷行波堆TP-1为研究对象,通过钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST得到堆芯各组件内冷却剂、包壳和燃料棒的平均温度分布。用子通道分析程序SACOS-Na对TAST计算得到的最热组件进行详细分析计算,得到该组件内冷却剂的温度、压力和流速分布,并得到燃料棒和包壳的温度场。结果表明：单通道与子通道的结合使用能有效提高计算效率,提高反应堆设计的安全性。     

秦山核电厂燃料棒PCMI效应和包壳疲劳分析

用ＦＲＡＰＣＯＮ－２程序中二维有限元力学模块ＡＸＩＳＹＭ分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之间的机械相互作用（ＰＣＭＩ），给出了包壳局部应力的计算结果。根据ＬＡＮＧＥＲ＆Ｏ’ＤＯＮＮＥＬ疲劳寿命经验公式和ＭＩＮＥＲ法则，编制了疲劳分析程序ＦＡＴＩＧ－１，分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子，为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。     

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。     

压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验

研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。     

超功率事故下氧化物燃料快堆的动态仿真

编制了计算氧化物燃料快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序ＯＸＴＯＰ，用它对美国氧化物燃料快堆ＣＲＢＲＰ在满功率运行工况下的３个超功率过程进行了分析计算，结果与国外程序ＦＯＲＩＤ的相应计算值基本符合。以此为基础，对我国首座试验快堆ＦＦＲ在满功率运行工况下的４个假想超功率过程，也作了初步的分析计算，探讨了ＦＦＲ在给定反应性引入速率下的瞬态安全性。     

K—FIX程序在喷放事故中的应用

Ｋ－ＦＩＸ程序是美国洛斯－阿拉莫斯实验室研制的在ＣＤＣ机上运行的三维两流体瞬态计算程序。国内现有的微机化版本只能计算压力堆的壁面喷放事故，本文参考了该微机化版本及在ＣＤＣ机上运行的Ｋ－ＦＩＸ（３Ｄ，ＦＬＸ）版本，增加了喷管计算程序，计算了带有喷放管的反应堆压力容器的喷放事故，结果与实验值符合很好本文还介绍了Ｋ－ＦＩＸ程序应用于氦气作工质的高温气冷堆环型腔室的喷放计算。