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.     

新型锆合金包壳材料商业反应堆辐照考验方案设计

对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节。相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低。本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考。     

6 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。     

秦山一期核电厂乏燃料棒包壳外表面氧化膜内应力研究

锆合金在压水堆中常用作包壳材料,而包壳的腐蚀限制了燃料的堆内使用寿命。为了增加核燃料的燃耗,有必要研究包壳的腐蚀过程。以秦山一期核电厂乏燃料棒为研究对象,对包壳外表面氧化膜的内应力和物相组成进行分析,对径向氧化膜显微形貌进行观察。结果表明,氧化膜中存在压应力,从燃料棒底端到顶端,应力逐渐减小,当降低到最低值时,应力逐渐稳定下来,最后在气腔处又突然增加;压应力对稳定四方相有着非常重要的作用,随着氧化层中裂纹与孔洞的发展,应力得到释放,氧化膜的物相逐渐转变为单斜相。     

用正电子湮没技术研究新锆合金包壳的离子辐照效应

国产Zr-Sn-Nb系新锆合金SZA-4和SZA-6是CAP1400大型先进压水堆包壳材料的主要候选材料,对其辐照性能的研究可为制备工艺改进提供科学依据。在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器辐照终端,在300 ℃温度下,用100 MeV的Fe束流对两种新锆合金包壳管材进行5 dpa剂量辐照。辐照前后的正电子湮没寿命测量表明：两种样品辐照前湮没寿命为Zr中单空位寿命,表明管材制备过程中最后的退火温度和时间尚未完全消除加工引入的缺陷;两种样品辐照后的正电子湮没寿命减小,分析表明这是由于辐照导致Fe在锆合金中重新分布,主要分布在bcc结构的β-Nb沉淀相颗粒与hcp结构的α-Zr基体之间具有开空间的相界,正电子被相界捕获,与周围Fe原子电子湮没,造成湮没寿命减小。     

高燃耗下M5合金包壳燃料棒稳态和瞬态性能分析

修改并验证了分析程序FEMAXI-IVM,增加了程序的适用范围。对采用M5合金包壳的FA300-4高性能燃料组件中的燃料棒在稳态和瞬态运行工况下的燃料性能进行了分析。结果表明,此种燃料棒在稳态和瞬态工况下都能保持其完整性,能保证反应堆的安全运行。     

国产压水堆核电站40 GW•d/tU乏燃料棒金相检验

为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施（303热室）对燃耗为40 GW•d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明：40 GW•d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%～5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2 μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23 μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150 μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。     

N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好。     

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     

基于三维中子成像的锆合金包壳氢分布量化方法研究

锆合金吸氢会导致包壳脆化,影响核燃料元件服役安全。掌握氢含量及分布的无损检测方法有助于预测和评估锆合金包壳服役性能,保障核反应堆的运行安全。本文基于三维中子成像对锆合金包壳样品中的氢分布进行定量无损表征。制备系列预设不同氢含量的Zr-Sn-Nb合金校准样品,开展三维中子成像无损测量,建立氢含量与中子图像灰度值之间的对应关系,实现未知锆合金包壳样品中氢含量和分布的精确测定。此外,利用金相法和惰气脉冲红外吸收法测氢验证了基于三维中子成像的锆合金氢分布量化方法的可行性。结果表明,三维中子成像测定的氢含量和分布与另外两种方法的结果一致。本文结果为锆合金包壳氢分布和含量研究提供了一种三维、无损检测方法,可为优化包壳材料工艺、提高服役性能提供技术支撑。     

锆合金包壳I-SCC性能评价

对N36、Zr-4、X锆合金包壳管环形试样在350、400℃下施加周向拉伸载荷,研究N36锆合金包壳管在10~2 Pa、10~3 Pa、10~4 Pa碘分压、Zr-4及X试样在102Pa碘分压下的碘致应力腐蚀开裂行为。研究发现:在350、400℃下以最大载荷为指标时,N36、Zr-4及X试样在一定碘分压环境中均会发生不同程度的碘致应力腐蚀开裂,断裂能量迅速下降;在相同试验条件下,N36试样的最大载荷和断裂能量下降最慢。     

核燃料锆合金包壳管的超声波探伤

介绍压水堆核燃料锆合金包壳管(Φ10.0 mm×0.70 mm)的超声波自动探伤方法和工艺,讨论不同长度、宽度、深度、角度的纵向和横向人工缺陷的超声响应结果。通过对检测出缺陷的典型包壳管进行金相解剖,确定缺陷性质和实际尺寸,验证超声探伤结果。针对实际探伤中的问题,考虑质量和成本控制,提出对不同缺陷的验收准则。实践应用表明,现行探伤方法和工艺能检出管材不同位置处10μm级的微小缺陷。但受缺陷的类型、取向的影响,探伤仪检测得到的回波幅度并不能完全真实地反应缺陷的实际大小和性质,需要在实际探伤时针对管材的制造工艺水平采取适当的加严措施,对不同的缺陷加以控制,才能更好地保证核燃料包壳管的质量。     

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。     

UO_2－锆合金化学反应条件下的包壳水侧氧化动力学

在堆芯熔化情况下，ＵＯ２燃料与锆合金包壳之间的反应将导致一系列的新相生成及氧自ＵＯ２燃料向包壳合金的扩散，进而对包壳的水侧氧化动力学过程中的相间界面推移产生重要影响。本文推导建立了在这种条件下计算锆合金包壳水侧氧化动力学的方法。     

压水堆燃料棒UO2燃料芯块与锆合金包壳化学相互作用层研究

反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U-1完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Metallographic Microscope)、扫描电子显微镜及能谱分析(Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy,SEM-EDS)和热室内拉曼光谱(Raman Spectroscopy)方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析,国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明：运行至45 GWd·t U-1燃耗后,燃料芯块与包壳间隙形成14～19μm的化学相互作用层,不同位置机械接触的时间顺序差异,导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明,相互作用层呈“蠕虫”状形貌,且由U、Zr、O三元素构成形成混合相(U,Zr)O_x化合物,并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示,化学相互作用层主要由四方相氧化锆(...     

国产M5合金包壳管力学性能

高性能锆合金包壳是实现高性能压水堆燃料组件的关键之一。为了解国产M5合金包壳管的力学性能，获得相应的试验数据，进一步开展国产M5合金包壳管的应用性能评价等，开展了国产M5合金包壳管的堆外力学性能试验研究，研究包括不同温度下轴向和环向拉伸、腐蚀后环向拉伸、室温疲劳、内压蠕变、内压爆破性能，并将试验结果与法国产M5合金包壳管相应性能进行了对比。     

辐照装置中锆-4合金圆管高温变形的堆外验证试验

新型核燃料入堆辐照考验时,需要设计专用的辐照装置。将锆-4合金圆管用作辐照装置的高温承压部件时,需要考虑其长期在高温高压下运行时的变形,以防止其变形过大影响辐照装置的热工设计,进而影响辐照参数的稳定性和堆芯安全,为此在堆外对锆-4合金圆管开展验证试验。将锆-4合金圆管制成的试验件充至不同的内压,并通电加热至不同的温度,稳定考验一段时间,测量其外径的变化,重复5次,最终得到其在不同温度和环向应力下考验后的变形量。将试验结果中由氧化和蠕变导致的变形,分别与Leistikow-Schanz公式和Rosinger公式的计算结果进行对比,发现Leistikow-Schanz公式计算结果比试验氧化增重结果要大15%左右,而Rosinger公式计算结果与试验蠕变变形结果符合较好,验证了试验结果的合理性。对试验结果进行分析,认为锆-4合金圆管在外壁环向应力29.10 MPa和460～470℃的工况下可以较长时间的运行。