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。     

锆合金原位离子辐照条件下的位错环演化研究

位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能（强度、塑性等）有着决定性的影响。目前,锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照,无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合金辐照下的微观组织演化,本工作采用先进的原位离子辐照实验方法,实时观察Zr-2合金位错环的演化过程,揭示不同辐照损伤剂量和温度对演化过程的影响规律,并结合弥散障碍物硬化模型对合金的辐照硬化性能进行了评估,验证了原位离子辐照用于研究锆合金包壳材料辐照后位错环演化和力学性能评价的可行性和先进性。      

压水堆燃料包壳锆同位素共振计算研究

锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变,以及较好的中子学性能等特点,被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件。从中子物理学角度,锆同位素在中能区存在较为明显的共振现象。工业应用广泛的传统等价理论共振方法只考虑燃料区的共振效应,对于包壳材料中锆同位素的共振现象,通常予以忽略,或简单以典型参考背景截面（通常为3×10^-22 cm²）下产生的微观截面来考虑。这些传统处理方式可能会导致多达200～300 pcm的反应性偏差。因此,基于对影响压水堆燃料包壳锆同位素有效共振截面的各种主要因素的分析,本文确定了一种预制截面表的锆同位素共振计算方法。数值结果表明,这种共振处理方法可提供较为准确的锆同位素多群微观截面,并能有效改善组件无限增殖因数的计算精度。此外,也对这种方法在弥散型燃料锆基体共振计算中的适用性进行了探讨。     

中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响

为研究中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响,获得Cr涂层锆合金的辐照性能数据,本文针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层锆合金开展了中子辐照考验,通过拉伸试验过程实时观测试样力学行为变化并对试验后断口微观形貌进行分析,研究了辐照后Cr涂层锆合金的力学性能以及涂层与基体的结合能力。结果表明：中子辐照导致Cr涂层锆合金的抗拉强度和屈服强度升高,断后伸长率下降,表现出与商用锆合金相似的辐照强化效应。同时Cr涂层与无涂层锆合金相比,其屈服强度和抗拉强度升高但塑性变形能力降低。另一方面,Cr涂层在拉伸变形量较大时产生环向裂纹,但未从基体表面剥落,中子辐照未对涂层结合强度产生明显的影响,受力过程中涂层仍保持了完整性。     

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。     

压水堆完整和破损燃料棒燃料包壳化学相互作用层拉曼特征分析

为研究压水堆完整和破损燃料棒燃料包壳化学相互作用(FCCI)层物相结构组成及影响因素，通过拉曼光谱对燃耗为45 GW·d/tU和41 GW·d/tU的完整和破损燃料棒FCCI层进行了研究分析。结果表明：完整燃料棒形成了周向厚度为14～19μm的FCCI层，主要由两个不同相结构区域组成，分别为靠近包壳界面的单斜和四方相氧化锆混合区域及靠近燃料芯块的四方相区域，在包壳界面附近约7μm范围内，观察到明显的705 cm^-1特征峰，该峰的形成源于界面压应力和辐照缺陷的共同作用；破损燃料棒形成了周向厚度为37～61μm的FCCI层，主要由两个不同形貌和相结构区域组成，即靠近包壳界面附近具有多孔、裂纹特征的单斜相氧化锆区域以及靠近燃料芯块的非晶结构区域。对FCCI层相结构的分布及转变影响因素进行了分析讨论，完整燃料棒FCCI层中四方相氧化锆的稳定与界面压应力、中子辐照缺陷和裂变产物作用有关，破损燃料棒FCCI层中单斜相氧化锆的存在则主要来源于应力的弛豫和氧的正常化学计量比。     

锆合金辐照蠕变和生长的宏介观模型研究进展

锆合金作为核反应堆堆芯的主要结构材料之一,在服役过程中会发生辐照蠕变和生长行为,严重影响其使用可靠性.预测锆合金的辐照蠕变和生长是保障反应堆安全运行的关键.本文聚焦于两类锆合金构件,包括压水堆用锆合金包壳管及重水堆用Zr-2.5Nb压力管,分别从宏介观尺度详细综述了其辐照变形预测模型.针对适用于包壳管的宏观经验模型及介...     

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。     

反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗、长燃料循环寿命、高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg)、高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。Si C因其更小的中子吸收截面、低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以Si C为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。结合Si C的晶体结构、热物理特性,对其在第四代核反应堆包壳材料中的设计思路、中子辐照效应、热一力性能、与UO,的化学反应等进行了概述,对SiC基复合材料在未来核能领域的应用前景进行了展望。     

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。     

中子辐照奥氏体不锈钢焊缝热影响区力学性能与微观结构的关系

奥氏体不锈钢通常用来制造核反应堆内部部件（如堆芯围筒）,经中子辐照后,其微观结构发生变化,从而导致力学性能的变化。焊缝热影响区材料在熔焊过程中受到焊接热循环的影响。本文研究了中子辐照对奥氏体不锈钢焊缝热影响区材料微观结构及力学性能的影响。试验材料选用退役压水堆中的AISI304不锈钢焊件。该材料在反应堆中经历了11次反应堆循环,最大辐照剂量为0．35dpa,温度为573K。通过试验得到不同辐照剂量下,热影响区材料和母材区材料的力学性能和微观结构。力学性能通过拉伸实验获得,采用室温和573K两种不同试验温度。用透射电镜观察材料的微观结构。运用弥散障碍硬化模型得到力学性能与微观结构之间的关系。试验结果表明：仅用透射电镜中观察到的中子辐照产生的缺陷并不能很好解释中子辐照硬化。在透射电镜中观察不到的那些小的辐照缺陷也能产生辐照硬化。     

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。     

燃料元件辐照后破坏性检验

介绍了现在通行的燃料棒辐照后破坏性检验的一般方法,包括燃料辐照后的微观结构观察和力学性能试验;描述了光学显微镜,透射电子显微镜和扫描电子显微镜在观察燃料微观组织结构时的应用;论述了辐照后包壳管在热室中的拉伸、爆破、蠕变等试验方法,比较辐照前后包壳力学性能的变化.这些方法有利于加深理解燃料芯块、包壳和结构部件的辐照行为, 为提高燃耗提供依据.     

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…     

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。     

新型U3Si2-Al燃料板的正电子湮没寿命谱研究

用正电子湮没寿命谱仪对U3Si2-Al燃料板样品的正电子湮没寿命进行了测量及分析,得到不同工艺状况下燃料包壳材料微观缺陷的形态及变化趋势.回火态燃料板包壳基体中的微观缺陷以单空位的点缺陷为主;冷作态中的缺陷以双空位、位错等缺陷为主;冲刷态中的缺陷以层错、小的空位团等缺陷为主.3种样品中,均未发现影响燃料板安全的大空位团缺陷.回火和冲刷等工艺或运行工况,会使燃料板包壳基体中的微观缺陷发生转变,并改变了燃料板的宏观力学性能.     

锆合金辐照蠕变和生长的宏介观模型研究进展

锆合金作为核反应堆堆芯的主要结构材料之一,在服役过程中会发生辐照蠕变和生长行为,严重影响其使用可靠性。预测锆合金的辐照蠕变和生长是保障反应堆安全运行的关键。本文聚焦于两类锆合金构件,包括压水堆用锆合金包壳管及重水堆用Zr-2.5Nb压力管,分别从宏介观尺度详细综述了其辐照变形预测模型。针对适用于包壳管的宏观经验模型及介观力学模型,分别描述了两类模型的特征,重点介绍了介观力学模型的研究现状及最新进展,并对其未来的发展方向提出建议;针对适用于压力管的宏观经验模型,包括加拿大CANDU压力管辐照变形计算方程(简称C6方程)及秦山重水堆压力管辐照变形计算方程(简称秦山方程),分别描述了两类方程的具体形式,并介绍了C6方程国产化的进展。     

Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究

包壳材料是燃料组件设计研究的重点,而限制包壳材料的主要特性则是其腐蚀性能。锆合金腐蚀机理较为复杂,中子辐照条件对锆合金腐蚀又会产生不确定的影响,仅依赖堆外腐蚀试验难以评定锆合金的腐蚀性能并建立理论模型。本文通过结合Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金堆内腐蚀试验结果首次建立了Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型。     

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。      

辐照蠕变对锆合金包壳管吸氢所致多场耦合行为的影响

本文考虑辐照效应,改进了锆合金包壳管内部的氢原子扩散-氢化物析出-热-力耦合行为的微分控制方程。根据多物理场等效积分弱形式和所建立的耦合计算方法,在FEPG软件平台编制文件,生成多场耦合计算的有限元程序,并对程序进行了验证。计算分析了辐照蠕变对锆合金包壳管堆内吸氢所致多场耦合行为演化的影响,结果表明:辐照蠕变导致包壳管内产生应力松弛,促使Mises应力显著降低,同时导致静水应力由负值转变为正值,进而影响氢原子的扩散;与不考虑辐照蠕变的结果进行对比,发现辐照蠕变会增大燃料芯块与包壳管局部接触区域的负的静水应力的绝对值及向外的静水应力梯度,导致接触区域内的氢原子浓度减小,接触区域周围的氢原子浓度增大。