包壳
- LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算
2］。作为ATF包壳候选材料之一，碳化硅（SiC）及其复合材料在堆内的热-力耦合行为与断裂失效机理受到关注，现有研究主要集中在正常运行工况下SiC包壳的应力分析与失效概率计算［3-5］。但从安全角度出发，研究失水事故（Loss of Coolant Accident，LOCA）下的SiC包壳瞬态失效行为更具有意义。LOCA 事故发生后，随着应急冷却水的快速注入，燃料包壳表面温度开始迅速下降发生骤冷，从而对燃料包壳形成较大热冲击。相较于锆合金包壳，SiC包壳
核技术 2023年9期2023-09-21
- 长期低功率运行对燃料棒PCI 性能影响分析
PCI（芯块- 包壳相互作用）是一种UO2燃料与锆合金包壳之间的辐照- 热- 力复杂行为[3]。当反应堆功率发生II 类瞬态提升时，会导致UO2燃料芯块发生膨胀和肿胀，并使燃料棒发生PCI 行为，燃料芯块过大的膨胀和肿胀将使得锆合金包壳受到较大的拉应力并发生径向变形[4]。在长期低功率运行期间如果发生II 类功率瞬态工况，将比正常功率运行发生II 类功率瞬态工况的功率变化量更大，此时的芯块瞬间热膨胀将严重挤压包壳，使得PCI 失效裕量降低，并可能存在PCI
科学技术创新 2023年19期2023-07-28
- 锆合金包壳在典型高温空气中热氧化膜特性的初步研究
0 前 言锆合金包壳是核燃料组件的关键元件，在核电站一回路水的流致振动作用下，锆合金包壳与其夹持格架或堆内异物发生微动磨损是导致核燃料棒破损的主要形式之一。对锆合金包壳进行表面预处理形成抗磨损性能较好的氧化锆陶瓷层是降低微动磨损失效的可行性技术。锆在高温空气中容易与氧反应形成氧化锆陶瓷层，因此对锆合金进行高温空气热氧化处理是一种经济、高效的表面改性方法。人们已经在石油化工用工业级锆合金[1]和骨科关节用锆合金方面[2－4]开展了锆合金热氧化的探索，但是关于
材料保护 2023年6期2023-07-04
- CF3 燃料棒用包壳腐蚀性能研究
燃料组件燃料棒包壳材料采用了自主研发的N36高性能锆合金，燃料组件综合性能达到国际先进水平，满足三代核电站需求。N36 燃料棒已在堆内积累丰富的辐照考验经验，根据其池边检查结果及辐照考验历史可以进行堆内辐照性能研究。作为反应堆的第一道安全屏障的燃料棒包壳，其安全性将直接影响反应堆的安全。在压水堆堆内辐照环境下，包壳材料将承受来自热、辐照以及力学的多重考验，其工作环境恶劣，外有高温高压快速流动的水，内有高中子注量的辐照，堆内辐照条件极其复杂，其中包壳与水会
中国科技纵横 2023年4期2023-05-18
- 小型铅铋堆燃料组件子通道热工水力特性研究
行了分析，得到了包壳温度、燃料温度和冷却剂速度分布；高新力等[16]分析了铅铋水冷快堆不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响，并对湍流交混模型、换热系数模型等进行了参数敏感性分析，由于铅铋水冷快堆采用铅铋合金与水直接接触的换热方式，堆芯内热量导出过程涉及两相流动，因此湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大。Lyu等[17]对61棒束结构铅铋强迫和自然流动换热进行了实验研究和SACOS-PB子通道程序对比分析，结果表明SACOS-PB是LBE系统子
哈尔滨工程大学学报 2023年2期2023-02-15
- 电动后桥壳断裂原因
，且断裂位置均为包壳与套管的环焊缝处 [见图1b)]。图1 断裂后桥壳的宏观形貌该电动后桥采用三段插管式设计，套管与包壳间通过环焊连接。为了防止焊接过程中铁水漏入桥壳内部，套管与包壳之间通过衬套连接。因为包壳与套管的内径不一致，两者间存在内错边，所以衬套采用台阶变径设计。衬套外径大于包壳和套管的内径，衬套上有长度为6 mm的开口，要求在压装后该开口长度小于3 mm。笔者对断裂电动后桥壳进行一系列理化检验，分析了后桥壳断裂的原因，并提出了相应的改进建议，以避
理化检验(物理分册) 2023年1期2023-02-09
- 一回路水化学对燃料包壳表面CRUD(污垢)的影响
,尤其是在核燃料包壳表面沉积,形成污垢(CRUD)[4-5]。在堆芯内,由于燃料棒表面的服役环境为过冷泡核沸腾工况,CRUD沉积较厚。CRUD会降低燃料棒的热效率,使包壳管运行温度升高,腐蚀速率增加,甚至导致包壳管过早破损和放射性物质泄漏,给机组的安全运行带来隐患。因此,针对核燃料包壳管表面沉积规律的研究,一直得到反应堆设计和运行人员的极大重视。MIT、瑞典Studsvik公司、美国西屋公司、韩国原子能研究院、曼彻斯特大学等很多国外研究机构以及我国科技工作
腐蚀与防护 2022年10期2022-12-17
- 研究发现控制高粱包壳性状关键基因
作物种子包壳性状的丧失是作物穗型驯化过程中的一个典型事件。作物野生种通过携带的包壳性状抵御外界的侵袭，进而保证自身的繁衍，然而这种包壳性状极大地不方便人工或机械化的种子脱粒、加工和播种过程，因此被人类选择成不包壳（裸粒）的性状。高粱是人类最早栽培的禾本科作物之一，高粱种子的包壳性状具有丰富的表型变异，其中粒用的籽粒高粱亚种多表现为裸粒。早在80多年前，学者就将包壳性状作为区分高粱各亚种的一个典型指标，但目前关于高粱包壳性状的分子遗传基础仍然是一个空白。中国
粮油与饲料科技 2022年2期2022-11-24
- 包壳管三维力学建模及其变形分析软件开发
8000)燃料棒包壳是防止放射性物质外泄的第一道安全屏障，其堆内性能直接影响核电厂运行的安全性与经济性。因此，燃料棒包壳的变形机理及其数值分析方法一直是反应堆核燃料研究的重点。燃料棒包壳一般由锆合金[1]制成，在寿命初期由于UO2芯块的密实作用其体积收缩，导致包壳在轴向产生未支撑段，这是包壳蠕变坍塌的先决条件。在反应堆内高温、高压和辐照等耦合作用下，未支撑段包壳会逐渐向内蠕变，最终坍塌失效，蠕变是包壳坍塌的根本原因。包壳坍塌会造成局部热点影响冷却剂流道，或
科学技术与工程 2022年29期2022-11-16
- 压水堆LOCA源项分析方法保守性评价
放射性释放划分为包壳间隙释放、早期压力容器释放、压力容器外释放和后期压力容器释放四个阶段，各阶段释放的持续时间和释放份额见表1。NUREG-1465中，考虑了全堆芯熔化、压力容器完整性遭到破坏导致的大量放射性释放。对于安全壳内pH＞7的情况，释放到安全壳内的碘95%为粒子碘，元素碘和有机碘的份额分别为4.85%和0.15%，除惰性气体外的其他核素以粒子态的形式存在。表1 事故后放射性核素释放份额 （NUREG-1465）Table 1 Release fr
核安全 2022年5期2022-10-27
- 研究堆用铝合金包壳堆内平均腐蚀速率评估方法研究
研究堆的燃料元件包壳和辐照靶件包壳材料[1]，如国内的高通量工程试验堆（HFETR）、中国先进研究堆（CARR）、日本材料试验堆（JMTR）、美国先进试验堆（ATR）等。铝合金包壳在堆内辐照、温动水冲刷环境中发生腐蚀后会导致包壳实际厚度变薄、有效厚度减小，直接有损燃料元件和辐照靶件的完整性，因此要求铝合金包壳材料应具有良好的耐腐蚀性能[2]。研究堆铝合金包壳的耐腐蚀性能主要是通过高压釜腐蚀试验、堆外温动水腐蚀试验研究，但都无法真实模拟出反应堆运行工况下堆内
核科学与工程 2022年3期2022-10-18
- 含Nb锆合金包壳管内压爆破性能研究
构部件和燃料元件包壳材料，被誉为原子工业第一合金。目前国内核电已进入规模化发展的新时期，为了打破国外锆合金在核电市场的垄断地位，我国先后开展了锆合金包壳材料的自主化研究，分别研发了Zr-Nb、Zr-Sn-Nb等锆合金材料。燃料元件在反应堆运行过程中产生的裂变气体将导致包壳管承受内压，包壳管容易出现鼓包甚至爆裂，使包覆放射性物质的第一道屏障失效。反应堆在正常运行工况下，包壳管处于高温环境下的承压状态，因此包壳管高温内压爆破性能对其服役的安全性至关重要。包壳加
科技视界 2022年20期2022-10-17
- 我国科学家找到了打开高粱包壳的基因“钥匙”
谷物的种子都有“包壳”性状。包裹的颖壳对种子具有保护作用，可以避免它们被动物取食和病原菌侵染。但这个植物天生的求生本能却给农业生产带来了不便，使人工脱粒增加了劳动生产成本，并会影响田间机械化播种。现在，中国科学院遗传与发育生物学研究所谢旗团队找到了打开这种包壳的一把“钥匙”——基因位点GC1。它不仅与高粱种子包壳性状紧密相关，且在小米、小麦、大麦等谷物中具有保守性。“这是一项非常有趣且令人印象深刻的工作!”一位论文审稿人评价道，“这项研究工作得出的结论非常
中国科学探险 2022年5期2022-09-01
- 燃料棒破损热力学模块开发及在严重事故分析程序中的应用
压力，并同时引起包壳强度下降。由于气隙超压，在冷却剂丧失事故(LOCA)中，包壳可能会发生肿胀而破裂。LOCA发生后燃料包壳的肿胀和破裂被视为严重事故早期重要现象之一[1]。包壳变形会导致局部流动堵塞，影响流量分布，进而影响氧化过程。此外，包壳破裂会导致水蒸气进入包壳间隙，从而增加包壳被蒸汽氧化的表面积。目前，国际上广泛使用的一体化严重事故分析程序，如MAAP[2]、MELCOR[3]和ASTEC[4]，由于缺少计算燃料棒热力学行为的物理模型，不能分析早期
原子能科学技术 2022年7期2022-07-29
- 间隙和包壳厚度对核燃料棒温度场影响的仿真分析
燃料棒中的锆合金包壳管[1-2]。压水堆的燃料棒在包壳内表面与燃料芯块之间通常有一充满氦气的间隙，虽然该气隙厚度非常小，但由于其导热系数很小，散热能力极低，会产生很大的温度梯度，一般可以达到几十度甚至几百摄氏度，从而导致燃料芯块的温度大幅提高，所以必须考虑气隙的导热问题。王瑾等[3]采用有限元商业软件ABAQUS研究了核燃料棒径向温度分布情况，发现燃料芯块径向温度场呈现非线性分布，气体间隙对芯块的升温影响很大。青涛等[4]采用Simulation软件对核燃
新型工业化 2022年3期2022-06-18
- 反应性引入事故下芯块高温塑性对包壳的影响
验数据表明，芯块包壳机械相互作用 (Pellet-Cladding Mechanical Interaction, PCMI)是压水堆高燃耗燃料棒在RIA 事故下失效的重要原因[1]。芯块作为PCMI 行为中载荷的施加者，其物理模型对PCMI 行为的模拟较为重要。现有瞬态燃料性能分析程序在分析RIA 事故下的PCMI 行为时，常将芯块简化为刚体或者理想弹性体（具有较大杨氏模量）。FRAPTRAN 中的FRACAS-I 模块将芯块假设为刚体。2016 年中山
科学技术创新 2022年13期2022-05-11
- 锆合金包壳脆化失效准则现状研究
安全首道防线就是包壳，它担负着防止核燃料泄漏的重要任务，要求在整个使用过程中不能发生破损，造成放射性外泄。在众多材料中，锆合金以其优良的物理性能、机械性能、核性能，成为包壳的首选材料。目前国际上的锆合金主要有Zr-Sn系、Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系3大类。失水事故（Loss of Coolant Accident，LOCA）是反应堆运行过程中非常严重的事故。LOCA事故下，锆合金包壳失效主要表现在：（1）锆合金的氧化将导致包壳脆化、破裂，最终导致堆芯
科技视界 2022年9期2022-04-09
- LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究
不可避免地会出现包壳鼓胀甚至爆破的现象，从而导致放射性物质进入一回路，严重的甚至可能堵塞堆芯部分冷却剂流道。在压水堆LOCA过程中，如果燃料包壳发生过度脆化，有可能会发生包壳和芯块的碎裂从而堵塞冷却剂流道；如果燃料包壳未发生过度脆化，有可能会发生极限的共面鼓胀而堵塞部分冷却剂流道。现行压水堆LOCA准则侧重于防止包壳的过度脆化失效，在堆芯设计时尽力避免燃料包壳发生过度脆化，但仍存在未过度脆化的燃料包壳发生极限的共面鼓胀进而堵塞部分冷却剂流道的可能。关于压水
原子能科学技术 2022年3期2022-03-26
- 不同燃料包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为研究
，冯英杰不同燃料包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为研究严亚伦，胡艺嵩*，冯英杰（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518000）压水堆一回路材料腐蚀产物在燃料包壳表面沉积会形成燃料污垢。燃料污垢可能引起垢致轴向功率偏移（Crud Induced Power Shift，CIPS）和包壳垢致局部腐蚀（Crud Induced Localized Corrosion，CILC）。腐蚀产物的沉积与燃料包壳表面特性相关，例如表面粗糙度等。Cr涂层锆合金是一种
核科学与工程 2022年6期2022-03-11
- 俄启动耐事故核燃料第四个辐照周期测试
燃料芯块和2 种包壳：燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块；包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。这些芯块和包壳组成了4种燃料棒。每个燃料组件包含24根具有不同材料组合的燃料棒。这些燃料组件于2019年1月装入MIR研究堆，在“尽可能接近”商业压水堆机组运行工况的条件下进行测试。罗斯托夫核电厂2 号机组2021 年9 月在装填了首批耐事故燃料棒后重启，正式启动了耐事故燃料在商业机组中的首次辐照测试。在此次装填的燃料组
国外核新闻 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得两项重要进展
硅复合材料核燃料包壳样品。硅化铀芯块与传统的氧化铀芯块相比，硅化铀芯块拥有三种优势：一是密度大，铀含量高，有助于在不提高铀-235丰度的情况下延长核电机组换料周期；二是导热系数高，热容量低，有利于在紧急情况下排出堆芯余热，并降低燃料包壳温度；三是运行温度较低，有利于提高燃料性能。碳化硅复合材料燃料包壳基于碳化硅的材料具有较高的机械强度、耐磨性、导热性、耐腐蚀和抗辐射性，但同时也存在脆性和塑性差等问题。博奇瓦尔研发的碳化硅复合材料包壳具有独特的塑性，可显著提
国外核新闻 2022年2期2022-02-08
- 高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证
2413）燃料与包壳之间的物理化学相互作用行为是决定燃料元件最大燃耗的重要因素之一。氧化物燃料与包壳的相容性问题不仅与运行时间和运行参数有关，而且取决于腐蚀性裂变产物的量以及燃料和包壳材料的组成和性能。快中子反应堆燃料元件的化学相互作用模型和堆内实际运行条件下的腐蚀行为受到了国内外的极大关注［1-2］。与压水堆燃料元件采用的锆合金包壳不同［3］，目前国际上钠冷快堆燃料元件的包壳材料约为20%冷加工的奥氏体不锈钢或者铁素体-马氏体钢［4］。此外，商用压水堆的
核技术 2022年1期2022-01-20
- 大晶粒UO2芯块及包壳涂层对燃料棒设计准则的影响分析
芯块-Zr 合金包壳燃料体系在严重事故下的安全性问题，国际核工业界提出了耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的概念，并投入大量资源开始了研发设计［1−3］。ATF 一般是以替换现有的及即将建造的商业轻水反应堆中的传统UO2芯块-Zr合金包壳燃料组件、提升反应堆的安全性为目的进行研发的。在众多ATF 概念设计中，既有对原有UO2芯块和锆合金包壳材料进行改进的方案，也有彻底抛弃UO2燃料和Zr合金材料而使用新材料设计ATF燃料组件
核技术 2021年11期2021-11-22
- 燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证
安全屏障的燃料棒包壳，其安全性将直接影响反应堆的安全。在压水堆堆内辐照环境下，包壳材料将承受来自热、辐照以及力学的多重考验，为确保包壳材料的性能，需开展必要的堆内辐照考验以验证其堆内性能，并在此基础上研发包壳辐照行为模型和相应性能分析软件，建立堆内性能分析评价方法是验证燃料棒性能满足堆芯设计要求的重要手段。核电的迅猛发展使得燃料的需求愈发增加，为在未来的市场竞争中把握住机会，国内多个核电集团均开展了自主品牌压水堆燃料组件的设计研究。CF3燃料组件是自主研发
原子能科学技术 2021年11期2021-11-11
- 基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证
错燃料(ATF)包壳和芯块选型[1]，旨在提高燃料抵抗事故的能力。国内外学者针对瞬态事故下ATF行为开展了广泛研究。部分研究对FRAPTRAN、TRANSURANUS等传统燃料性能分析程序进行改造，分析了U3Si2[2]、FeCrAl[3-4]和SiC[5]等在瞬态事故工况下的性能，但难以实现如陶瓷基包覆颗粒弥散燃料(FCM)[6]、涂层包壳[7]等复杂结构燃料的精细建模。因此需开发新的瞬态燃料性能分析程序，准确评估瞬态事故条件下ATF的性能。目前，基于商
原子能科学技术 2021年8期2021-08-02
- 耐事故包壳中子经济性分析*
等耐事故形式外，包壳也需要采用耐事故包壳材料。耐事故包壳材料可以防止锆合金包壳燃料可能出现的“锆水”反应，同时在深燃耗或一些极限工况下能够承受更高的温度，保持燃料棒包壳结构完整性，阻止芯体内的裂变产物释放到包壳外的冷却剂中，在反应堆中起到更牢固的防线作用。目前主流的耐事故包壳有SiC、FeCrAl以及锆合金SiC涂层包壳等，此外还有304SS、310SS以及APMT[1-3]等不锈钢材料也在研究之列。SiC包壳具有耐高温特性，同时与FCM燃料基体SiO2具
中国核电 2021年2期2021-06-04
- 模块式小型堆燃料棒设计及性能验证
件中包含冷却剂与包壳换热等热学模型、芯块肿胀和密实等力学模型、芯块和包壳材料的物性模型等。其中，力学方程是分析中最基础的部分，由于燃料棒类似细长圆柱体，故基于轴对称假设和平面应变假设，将力学方程在圆柱坐标系下进行描述[2]。（1）本构方程2）市场需求：通过客观审视可以发现，我国与“丝绸之路经济带”沿线国家（地区）间存在医疗卫生和医药产业的互补性，这是甘肃中医药产业深化发展的现实基础。甘肃中医药资源丰裕度高，国际竞争力较强；而中亚、西亚及东欧对中医药有较好的
科技视界 2021年12期2021-06-04
- 核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展
值或要求:(1)包壳峰值温度。计算得到的包壳最大温度不能超过2 200℉(1 204℃)。(2)包壳最大氧化程度。计算得到的包壳任何位置总的氧化程度均不能超过氧化前包壳总壁厚的0.17倍。(3)最大产氢量。计算得到的包壳与水或蒸汽发生化学反应后的产氢量不应超过假设所有包覆芯块的包壳(不包括气腔包壳)发生化学反应后的产氢的0.01倍。(4)可冷却的几何状态。计算得到的堆芯几何状态的变化应确保堆芯能够得到有效冷却。(5)长期冷却。计算的能够成功运行的应急堆芯冷
核科学与工程 2021年2期2021-05-18
- 基于蒙特卡罗方法的碳化硅包壳失效概率论评价
卡罗方法的碳化硅包壳失效概率论评价邓阳斌1，殷 园1，巫英伟2，田文喜2，秋穗正2，苏光辉2（1 深圳大学 核科学与核技术系，广东 深圳 518061；2 西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049）碳化硅（SiC）包壳是一种极具前景的反应堆事故容错包壳。本文基于大量实验数据，考虑尺寸效应开发了单相SiC材料、SiCf-SiC复合材料、多层SiC包壳的失效预测模型。基于此，采用核燃料性能分析程序开展了压水堆燃料pin-by-pin性能分析和包
核科学与工程 2021年6期2021-04-08
- 事故容错燃料包壳用Mo合金的研究进展
及经济性均与燃料包壳材料密切相关。锆(Zr)合金具有良好的机械性能和耐腐蚀性能以及较低的中子俘获截面，是一种安全而可靠的包壳材料。然而，2011年3月福岛第一核电厂发生了由锆-蒸汽相互作用产生的大规模氢爆炸，具体原因是由于在冷却剂严重丧失(LOCA)的情况下，核衰变加热和蒸汽对锆的快速放热氧化使得锆合金包壳与蒸汽迅速反应进而导致包壳强度下降并发生破裂及塌陷，同时反应产生大量氢气而引发了爆炸。自此，锆合金包壳材料的安全可靠性受到了严重的质疑。福岛核事故后，事
中国钼业 2021年1期2021-03-19
- CF燃料棒高燃耗下的性能评价
燃料棒是由N36包壳管、装在包壳管中的UO2芯块或UO2-Gd2O3芯块、弹簧以及密封焊在包壳管两端的端塞构成。燃料棒的主要特性参数见表1。表1 CF燃料棒主要结构参数Table 1 Main structural parameters of the CF fuel rod2 FUPAC 软件相关模型2.1 热学模型燃料棒的热学求解模型采用简化为(一维问题)圆柱径向热传导方程：(1)式中，r——半径,m；k——热导率,W/(m·K)；cp——定压比热容,J
中国核电 2021年1期2021-03-13
- 环形燃料流量分配比范围研究
通道，可对芯块和包壳进行双侧冷却，美国和韩国分别进行了初步研究[1-2]。我国从“十二五”开始对环形燃料进行研究，并取得了较大成果[3-8]。目前环形燃料先导组件设计有0.58、0.72、0.86与1四种不同的流量分配比(φ，外通道流量与内通道流量之比)以满足先导组件的阻力特性要求。但合理地流量分配比在保证先导组件的阻力特性满足入堆要求的同时，还要兼顾环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和组件的机械安全性，因此，对φ的合理取值范围进一步研究非常必要。由于压水堆环
原子能科学技术 2021年3期2021-03-06
- 事故容错燃料安全性能初步分析
温蠕变性能更优的包壳材料替代传统锆包壳。采用上述先进材料组成的燃料即为事故容错燃料(ATF)。相较于传统的UO2-Zir-4燃料，ATF可较长时间内有效抵御严重事故条件，与此同时ATF还能保持甚至改善其在稳态运行条件下的燃料性能。开发ATF过程中重点关注的因素[1]为：1) 改善ATF芯块的热物性，如芯块的比热容及体现导热性能的热导率；2) 改善ATF包壳的热-机械物性，用于确保芯块裂变产生的热量能被带走并得到充分冷却，包壳几何结构完整性得到维持，并防止放
原子能科学技术 2020年8期2020-08-10
- 包壳管与端塞组装过程应力分析
的外壳结构主要由包壳管和上、下端塞组成。燃料棒的生产过程中，需要将燃料芯块和辅助件装入包壳管，之后将上下端塞压入包壳管两端，然后进行焊接。燃料棒的包壳管和上、下端塞是核材料的第一道包容屏障，包壳管与上、下端塞的组装焊接质量直接影响着核电站的安全生产。在燃料棒与上、下端塞组装过程中，需要通过外力将端塞压入包壳管内，包壳管与上、下端塞为过渡配合，当出现过大的过盈量时会出现将包壳管压裂或端塞无法压到位的情况。所以需要对端塞与包壳管不同过盈量时压入力进行分析，分析
商品与质量 2020年5期2020-07-10
- 基于人工神经网络的压水堆燃料破损状态监测
240)燃料元件包壳是反应堆安全的重要屏障[1]，它的状态与反应堆运行安全密切关联。反应堆运行过程中，在定位格架磨蚀、异物冲击等因素作用下，燃料包壳有可能发生破损[2]，破损发生后包壳间隙中的放射性裂变产物会通过破损释放到冷却剂中，引起一回路剂量上升，从而对核电站的安全、经济性造成恶劣影响。因此，燃料包壳的破损问题是国际上一重要的研究课题[3-5]，有必要在反应堆运行过程中快速、准确地通过一回路冷却剂中裂变产物比活度判断燃料包壳是否发生破损以及燃料包壳的破
原子能科学技术 2020年3期2020-05-07
- 核燃料包壳FeCrAl中子经济性分析
000）Zr合金包壳是商用压水堆沿用至今的具有比较高的安全性、经济性和可靠性的燃料元件材料。然而，在福岛核事故后，UO2-Zr体系暴露出其固有的一些缺陷，所以新一代核电站对新燃料的安全性和可靠性提出了更高的要求。S.J.Zinkle等人[1]在文章中提到新型事故容错燃料（ATF），即在严重事故下具有更高容错性能的新一代燃料。新型事故容错燃料的应用，将从根本上提高核电厂对严重事故的抵抗能力，有效提高核电的安全性和经济性。新型事故容错燃料包壳材料是整个燃料系统
中国金属通报 2020年1期2020-04-23
- 比多伊尔4号机组成为首台装填EnCore燃料的欧洲机组
带铬涂层的锆合金包壳研究。相对于传统的锆合金包壳，这种包壳增强了抗氧化性和抗腐蚀性，可提高燃料经济性。二期计划主要涉及能够在安全性和经济性方面获得更大收益的碳化硅包壳和高密度硅化铀芯块研究。美国拜伦2号机组已于2019年装入EnCore先导组件。该组件含有铬涂层包壳、高密度ADOPT芯块(掺有氧化铬和氧化铝的二氧化铀芯块)和硅化铀芯块。
国外核新闻 2020年10期2020-03-13
- 碳酸盐鲕粒包壳结构研究综述*
2019)。鲕粒包壳结构在现代沉积和古代地层中存在多种类型，原始矿物组成也存在差异，保存程度不尽一致，被广泛应用于古环境和海洋化学性质的研究(Loreau and Purser，1973；Landetal.， 1979；Sandberg，1983；Strasser，1986；Opdyke and Wilkinson，1990)以及成岩过程分析(Wilkinson and Landing，1978；Wilkinsonetal.， 1985；Chow and
古地理学报 2020年1期2020-02-27
- 世界先进核电燃料元件包壳高注量辐照考验首次在国内完成
关键，SiC复合包壳是全球耐事故燃料研究领域的重点前沿方向。日前，我国SiC复合包壳研究在中核集团中国核动力研究设计院高通量试验堆完成首次高注量辐照考验，全部辐照考验样件经过解剖分解及外观检查，辐照样件外观状态良好，各项技术指标在国内处于领先位置，在国际上处于先进水平，标志着中核集团在耐事故燃料研发迈上新台阶，为后续耐事故燃料包壳优化改进和工程应用奠定坚实基础。SiC复合包壳由中国核动力研究设计院牵头自主研制，将SiC纤维编织成预制体，通过化学气相渗透工艺
辐射防护 2020年3期2020-02-25
- 再入过程中的同位素热源可靠性评估
热源盒、隔热层、包壳B、包壳A、源芯及支撑部件组成。源芯是由放射性同位素原料制成的陶瓷芯块，其功能是产生热量，只要不发生散落，其功能就能满足；包壳A和B由特殊的金属合金制成，起密封放射性物质和力学保护作用，是衡量RHU可靠性水平的关键部件；隔热层的作用是在短时间内阻止热量大量传入包壳A、B，确保金属包壳的密封性；热源盒具有耐高温、抗烧蚀作用。1.1 系统可靠性评估RHU可靠性评估属于系统可靠性评估范畴，在系统可靠性问题的探究中，关于零部件失效之间的统计相关
原子能科学技术 2020年2期2020-02-25
- 反应堆II类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究
现其功能。芯块-包壳之间的相互作用是包壳产生应力的主要根源，同时也是引起燃料棒失效的重要原因。影响芯块和包壳之间的力学行为的因素很多，芯块的热膨胀、破裂、翘起、肿胀以及碎块的重新定位都有可能引起包壳的变形。从实际堆内运行角度来说，短时间内的功率提升，热应力会引起芯块的碎裂，随着外围的裂纹张开会进一步引起包壳中产生应力梯度，经过多次循环，造成包壳破损[1-3]。在燃料棒设计过程中，通常采用包壳应变准则来防止一部分芯块-包壳相互作用引起的破损。本文采用自主研发
应用科技 2019年5期2019-09-16
- 高燃耗燃料棒在失水事故工况下的行为研究
，包括新的燃料和包壳尺寸、新型的包壳合金材料、更高的燃耗和更长的换料周期。这些变化改变了反应堆内的工作环境，影响将来的反应堆设计，故针对早已发布的ECCS准则，需重新进行安全裕度的评定，对其中的相关条目做出修订以适应新的反应堆工作环境。1 LOCA安全准则美国联邦法案于1974年发布第一版轻水堆(Light Water Reactor-LWR)安全准则——应急堆芯冷却安全验收准则。此后，该准则经过多次修改，即是现行世界通用的安全准则版本。ECCS验收准则中
应用能源技术 2019年5期2019-06-03
- 燃料棒性能分析软件FRIPAC评估
中，且燃料芯块、包壳在功率水平及中子注量变化的情况下涉及到的物理、化学、热学和力学现象及其形成机理均非常复杂，无法直接观测或简单计算它们随功率和燃耗变化的情况，这更加剧了对燃料棒的综合性能进行预测分析的难度。对此，国际上通常利用燃料棒性能分析软件，通过建立一系列热学、力学模型对燃料芯块、包壳的堆内行为进行模拟，从而实现对燃料棒综合性能的预测。为解决我国燃料设计软件自主化问题，中广核研究院有限公司开发了燃料棒综合性能分析软件FRIPAC。燃料棒性能分析软件在
原子能科学技术 2019年5期2019-05-17
- WWER-1000型机组一回路碘峰及净化时间预测方法的研究与应用
时间计算时未考虑包壳向一回路的释放率不断变化。二、碘峰预测方法的研究(一)缺陷燃料棒向一回路释放FP。当燃料元件出现缺陷时，从燃料芯块向包壳气相空间释放的裂变碎片将通过缺陷进入一回路，造成碘、RIG活度上涨。包壳气相空间向一回路释放FP的原子数按式1计算：Ns=vi·Ngi(1)其中：Ns:从包壳气相空间向一回路释放的原子数，atoms/s；vi：缺陷包壳向一回路的释放速率，s-1；Ngi：缺陷包壳气相空间内FP总量，atoms。因此，估算碘峰时一回路碘的
产业与科技论坛 2019年4期2019-03-25
- N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究
0213)锆合金包壳辐照生长是指包壳在无应力作用下，快中子辐照使锆合金包壳基体内自间隙原子重新分布，包壳在体积守恒的前提下发生轴向生长的现象。包壳温度、织构、位错密度、晶粒大小、合金元素和快中子注量等因素均会使锆合金产生辐照生长行为。锆合金包壳辐照生长过大会造成燃料棒弯曲甚至破损，破坏燃料棒完整性，影响核电站的正常运行。因此，研究锆合金包壳辐照生长行为具有十分重要的意义。作为我国拥有自主知识产权的锆合金包壳，N36锆合金包壳燃料棒的堆内辐照生长行为尚未得到
原子能科学技术 2019年2期2019-02-25
- ATF研发的一些问题与分析
ATF燃料芯块和包壳的研发现状，分析了目前ATF研发存在的关于研究目标、技术路线及应用目标的主要问题，重点阐述了对ATF燃料研发的一些建议与思考。【Abstract】 This paper introduces the basic requirements of ATF fuel and the research and development status of ATF pellet and cladding at home and abroad. Th
中小企业管理与科技·中旬刊 2017年5期2017-06-06
- 船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析
尧船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析李飞 彭蕾 时靖谊 马冰 金成 解尧（中国科学技术大学核科学技术学院 合肥230027）船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大，引起包壳的疲劳损伤，因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为，结合锆包壳疲劳寿命设计曲线，考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明，瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低；包壳温度变化与
核技术 2017年5期2017-05-22
- 反应堆用 SiC 陶瓷基复合包壳材料研究进展
iC 陶瓷基复合包壳材料研究进展陆浩然，张 明（中国核科技信息与经济研究院，北京 100048）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。SiC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SiC为基体
中国核电 2016年4期2017-01-10
- 芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟
料棒设计时芯块和包壳的几何尺寸需满足公差要求，该公差决定了燃料棒装配时的芯块-包壳间隙，并允许间隙在一定允许范围内变动。芯块-包壳间隙在燃料装管时以及在运行过程中补偿燃料芯块热膨胀和肿胀是必要的，而且合适的芯块-包壳间隙设计是避免堆内运行时芯块-包壳相互作用[5]（Pellet-Cladding Mechanical Interaction，PCMI）的有效基础。燃料棒设计准则中对燃料芯块的中心温度进行限制以保证包壳的完整性[6]。芯块-包壳间隙和燃料棒线
科技视界 2015年27期2015-12-22
- 绿泥石包壳对碎屑岩储层物性的影响及其形成环境①——以鄂尔多斯盆地大牛地气田上古生界为例
点，尤其是绿泥石包壳对储层物性的影响至今仍存在争议，部分学者认为绿泥石包壳堵塞孔隙喉道，导致储层孔隙度、渗透率大幅度降低［1-3］，大部分学者认为绿泥石包壳对储层孔隙的保存起积极的作用［4-24］，目前比较主流的观点认为形成于石英次生加大之前的绿泥石包壳对孔隙起保护作用［25-28］。另外，碎屑岩储层中绿泥石包壳的形成环境比较特殊，国外研究认为其主要形成于近岸海水影响下的三角洲环境，其次为河流环境［29-30］;国内研究认为绿泥石包壳形成于陆相三角洲前缘环
沉积学报 2015年4期2015-12-08
- 新型钢包的温度场及其影响因素模拟分析
统钢包，新型钢包包壳的最高温度明显低于传统钢包包壳的最高温度，新型钢包的保温隔热性能比传统钢包更加优良；在一定范围内，新型钢包包壳的温度随纳米材料导热系数的降低而不断下降，当纳米材料导热系数降低80%时，新型钢包包壳的温度分布更加均匀，包壳的最高温度降幅最大，新型钢包的热量损失更小，其保温性能得到明显提升。钢包；纳米隔热材料；温度场；导热系数；保温性能；温度模拟在炼钢过程中，钢包具备优良的保温性能对降低转炉出钢温度、降低包壳散热量、改善铸坯质量、延长钢包内
武汉科技大学学报 2015年6期2015-03-20
- 核电站控制棒组件（RCCA）肿胀机理分析
sorber）、包壳（Cladding tube）、弹簧（Spring）和上下端塞（Top and bottom end plug）构成。1）吸收剂棒：吸收剂芯体由 Ag-In-Cd合金制成，吸收中子能力较强，这种吸收剂棒称为黑棒；另外一种吸收剂棒是不锈钢棒，吸收中子能力较弱，这种吸收剂棒称之为不锈钢棒或者灰棒。2）包壳：不锈钢。3）弹簧：不锈钢。4）上下端塞：不锈钢。1 可能产生的缺陷及分析随着核电站运行周期的增加，RCCA长期处在高温、高放射性、往复机
科技视界 2014年35期2014-08-22
- 燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC验证及应用
模型、内压模型和包壳氧化模型。1.1 温度模型燃料元件温度分布通过求解特定轴向节点一维径向热传导方程得到。燃料元件为圆柱形，因假设忽略轴向导热，因此芯块和包壳中热传导可用下述方程描述：该方程的边界条件如下：其中：T 为温度，K；t为时间，s；q 为体积热源，W／m3；，cp为 材 料 比 定 压 热 容，J／（kg·K）；ρ为密度，kg／m3；k为导热系数，W／（m·K·s）；ro为包壳外表半径，m；Ts为包壳外表温度，K。FTPAC采用有限容积法对一维热
原子能科学技术 2014年1期2014-03-20
- C276镍基合金中子辐照活化计算分析
引言核燃料元件包壳材料是核动力反应堆的关键核心材料之一，核动力的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。在过去压水堆燃料元件包壳用Zr－4合金在堆内的使用性能是令人满意的。但是，随着核反应堆朝着高燃耗和长循环燃料周期的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料的性能提出了更高的要求，包括对腐蚀特性、氢化特性、增长和蠕变性能、辐照性能等。因此，核电发达的国家率先开展了改善Zr－4合金腐蚀性能及开发新的锆合金的研究。目前大亚湾核电站所用的AFA
华北电力大学学报(自然科学版) 2012年6期2012-10-08