新锆合金水侧腐蚀性能研究阶段进展报告

燃料元件包壳的水侧腐蚀性能是PWR核电站提高燃耗的主要限制因素。为比较新锆合金与Zr-4的水侧腐蚀性能,进行了新锆合金堆外热流条件下的动水腐蚀实验。 由于热流对包壳材料的腐蚀性能影响很大,实验采用电加热模拟元件使样品表面产生热负荷。为了不破坏实验样品的表面状态,采用电热元件间接加热方式。该实验采用的电热元件间接加热方式的实验技术在国内尚属首次。由于元件的功率密度高,又采用间接加热方式,增加了元件制造的难度。在元件的设计制造中,采取了精确控制各部分尺寸,精心设计选择绝缘材料、加     

液态金属钠传热实验中的表面温度测量

液态金属钠是快中子增殖堆的良好载热剂。为研究钠的传热规律需要准确测量释热元件的表面温度。为了不破坏流场,将直径 0.3mm的NiCr-NiAl铠装热电偶埋设在释热元件包壳内,并采用电镀工艺加以固定。切片分析表明,热电偶与包壳接触良好。试验前在纳回路上对热电偶进行现场标定。在200—300℃范围内,标定误差为0.2℃。     

回路管道的缺陷分析

在意大利引进的回路组装过程中，发现一条回路试验段出口处管道的内壁有微裂纹，该回路在意大利已运行过７０００小时。为弄清裂纹的性能及来源而进行本试验。试验通过宏观、微观检测，化学成分分析，夹杂物性质分析，力学性能复验等，提示出初始缺陷形成于材料成型中，在使用中逐渐扩展成裂纹。