包殼
- LOCA事故下碳化硅復(fù)合包殼失效概率計算
2］。作為ATF包殼候選材料之一，碳化硅（SiC）及其復(fù)合材料在堆內(nèi)的熱-力耦合行為與斷裂失效機理受到關(guān)注，現(xiàn)有研究主要集中在正常運行工況下SiC包殼的應(yīng)力分析與失效概率計算［3-5］。但從安全角度出發(fā)，研究失水事故（Loss of Coolant Accident，LOCA）下的SiC包殼瞬態(tài)失效行為更具有意義。LOCA 事故發(fā)生后，隨著應(yīng)急冷卻水的快速注入，燃料包殼表面溫度開始迅速下降發(fā)生驟冷，從而對燃料包殼形成較大熱沖擊。相較于鋯合金包殼，SiC包殼
核技術(shù) 2023年9期2023-09-21
- 長期低功率運行對燃料棒PCI 性能影響分析
PCI（芯塊- 包殼相互作用）是一種UO2燃料與鋯合金包殼之間的輻照- 熱- 力復(fù)雜行為[3]。當(dāng)反應(yīng)堆功率發(fā)生II 類瞬態(tài)提升時，會導(dǎo)致UO2燃料芯塊發(fā)生膨脹和腫脹，并使燃料棒發(fā)生PCI 行為，燃料芯塊過大的膨脹和腫脹將使得鋯合金包殼受到較大的拉應(yīng)力并發(fā)生徑向變形[4]。在長期低功率運行期間如果發(fā)生II 類功率瞬態(tài)工況，將比正常功率運行發(fā)生II 類功率瞬態(tài)工況的功率變化量更大，此時的芯塊瞬間熱膨脹將嚴(yán)重擠壓包殼，使得PCI 失效裕量降低，并可能存在PCI
科學(xué)技術(shù)創(chuàng)新 2023年19期2023-07-28
- 鋯合金包殼在典型高溫空氣中熱氧化膜特性的初步研究
0 前 言鋯合金包殼是核燃料組件的關(guān)鍵元件，在核電站一回路水的流致振動作用下，鋯合金包殼與其夾持格架或堆內(nèi)異物發(fā)生微動磨損是導(dǎo)致核燃料棒破損的主要形式之一。對鋯合金包殼進行表面預(yù)處理形成抗磨損性能較好的氧化鋯陶瓷層是降低微動磨損失效的可行性技術(shù)。鋯在高溫空氣中容易與氧反應(yīng)形成氧化鋯陶瓷層，因此對鋯合金進行高溫空氣熱氧化處理是一種經(jīng)濟、高效的表面改性方法。人們已經(jīng)在石油化工用工業(yè)級鋯合金[1]和骨科關(guān)節(jié)用鋯合金方面[2－4]開展了鋯合金熱氧化的探索，但是關(guān)于
材料保護 2023年6期2023-07-04
- CF3 燃料棒用包殼腐蝕性能研究
燃料組件燃料棒包殼材料采用了自主研發(fā)的N36高性能鋯合金，燃料組件綜合性能達到國際先進水平，滿足三代核電站需求。N36 燃料棒已在堆內(nèi)積累豐富的輻照考驗經(jīng)驗，根據(jù)其池邊檢查結(jié)果及輻照考驗歷史可以進行堆內(nèi)輻照性能研究。作為反應(yīng)堆的第一道安全屏障的燃料棒包殼，其安全性將直接影響反應(yīng)堆的安全。在壓水堆堆內(nèi)輻照環(huán)境下，包殼材料將承受來自熱、輻照以及力學(xué)的多重考驗，其工作環(huán)境惡劣，外有高溫高壓快速流動的水，內(nèi)有高中子注量的輻照，堆內(nèi)輻照條件極其復(fù)雜，其中包殼與水會
中國科技縱橫 2023年4期2023-05-18
- 小型鉛鉍堆燃料組件子通道熱工水力特性研究
行了分析，得到了包殼溫度、燃料溫度和冷卻劑速度分布；高新力等[16]分析了鉛鉍水冷快堆不同燃料棒數(shù)目對組件內(nèi)的溫度場和速度場的影響，并對湍流交混模型、換熱系數(shù)模型等進行了參數(shù)敏感性分析，由于鉛鉍水冷快堆采用鉛鉍合金與水直接接觸的換熱方式，堆芯內(nèi)熱量導(dǎo)出過程涉及兩相流動，因此湍流交混模型對組件的溫度場和速度場影響較大。Lyu等[17]對61棒束結(jié)構(gòu)鉛鉍強迫和自然流動換熱進行了實驗研究和SACOS-PB子通道程序?qū)Ρ确治觯Y(jié)果表明SACOS-PB是LBE系統(tǒng)子
哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報 2023年2期2023-02-15
- 電動后橋殼斷裂原因
，且斷裂位置均為包殼與套管的環(huán)焊縫處 [見圖1b)]。圖1 斷裂后橋殼的宏觀形貌該電動后橋采用三段插管式設(shè)計，套管與包殼間通過環(huán)焊連接。為了防止焊接過程中鐵水漏入橋殼內(nèi)部，套管與包殼之間通過襯套連接。因為包殼與套管的內(nèi)徑不一致，兩者間存在內(nèi)錯邊，所以襯套采用臺階變徑設(shè)計。襯套外徑大于包殼和套管的內(nèi)徑，襯套上有長度為6 mm的開口，要求在壓裝后該開口長度小于3 mm。筆者對斷裂電動后橋殼進行一系列理化檢驗，分析了后橋殼斷裂的原因，并提出了相應(yīng)的改進建議，以避
理化檢驗(物理分冊) 2023年1期2023-02-09
- 一回路水化學(xué)對燃料包殼表面CRUD(污垢)的影響
,尤其是在核燃料包殼表面沉積,形成污垢(CRUD)[4-5]。在堆芯內(nèi),由于燃料棒表面的服役環(huán)境為過冷泡核沸騰工況,CRUD沉積較厚。CRUD會降低燃料棒的熱效率,使包殼管運行溫度升高,腐蝕速率增加,甚至導(dǎo)致包殼管過早破損和放射性物質(zhì)泄漏,給機組的安全運行帶來隱患。因此,針對核燃料包殼管表面沉積規(guī)律的研究,一直得到反應(yīng)堆設(shè)計和運行人員的極大重視。MIT、瑞典Studsvik公司、美國西屋公司、韓國原子能研究院、曼徹斯特大學(xué)等很多國外研究機構(gòu)以及我國科技工作
腐蝕與防護 2022年10期2022-12-17
- 研究發(fā)現(xiàn)控制高粱包殼性狀關(guān)鍵基因
作物種子包殼性狀的喪失是作物穗型馴化過程中的一個典型事件。作物野生種通過攜帶的包殼性狀抵御外界的侵襲，進而保證自身的繁衍，然而這種包殼性狀極大地不方便人工或機械化的種子脫粒、加工和播種過程，因此被人類選擇成不包殼（裸粒）的性狀。高粱是人類最早栽培的禾本科作物之一，高粱種子的包殼性狀具有豐富的表型變異，其中粒用的籽粒高粱亞種多表現(xiàn)為裸粒。早在80多年前，學(xué)者就將包殼性狀作為區(qū)分高粱各亞種的一個典型指標(biāo)，但目前關(guān)于高粱包殼性狀的分子遺傳基礎(chǔ)仍然是一個空白。中國
糧油與飼料科技 2022年2期2022-11-24
- 包殼管三維力學(xué)建模及其變形分析軟件開發(fā)
8000)燃料棒包殼是防止放射性物質(zhì)外泄的第一道安全屏障，其堆內(nèi)性能直接影響核電廠運行的安全性與經(jīng)濟性。因此，燃料棒包殼的變形機理及其數(shù)值分析方法一直是反應(yīng)堆核燃料研究的重點。燃料棒包殼一般由鋯合金[1]制成，在壽命初期由于UO2芯塊的密實作用其體積收縮，導(dǎo)致包殼在軸向產(chǎn)生未支撐段，這是包殼蠕變坍塌的先決條件。在反應(yīng)堆內(nèi)高溫、高壓和輻照等耦合作用下，未支撐段包殼會逐漸向內(nèi)蠕變，最終坍塌失效，蠕變是包殼坍塌的根本原因。包殼坍塌會造成局部熱點影響冷卻劑流道，或
科學(xué)技術(shù)與工程 2022年29期2022-11-16
- 壓水堆LOCA源項分析方法保守性評價
放射性釋放劃分為包殼間隙釋放、早期壓力容器釋放、壓力容器外釋放和后期壓力容器釋放四個階段，各階段釋放的持續(xù)時間和釋放份額見表1。NUREG-1465中，考慮了全堆芯熔化、壓力容器完整性遭到破壞導(dǎo)致的大量放射性釋放。對于安全殼內(nèi)pH＞7的情況，釋放到安全殼內(nèi)的碘95%為粒子碘，元素碘和有機碘的份額分別為4.85%和0.15%，除惰性氣體外的其他核素以粒子態(tài)的形式存在。表1 事故后放射性核素釋放份額 （NUREG-1465）Table 1 Release fr
核安全 2022年5期2022-10-27
- 研究堆用鋁合金包殼堆內(nèi)平均腐蝕速率評估方法研究
研究堆的燃料元件包殼和輻照靶件包殼材料[1]，如國內(nèi)的高通量工程試驗堆（HFETR）、中國先進研究堆（CARR）、日本材料試驗堆（JMTR）、美國先進試驗堆（ATR）等。鋁合金包殼在堆內(nèi)輻照、溫動水沖刷環(huán)境中發(fā)生腐蝕后會導(dǎo)致包殼實際厚度變薄、有效厚度減小，直接有損燃料元件和輻照靶件的完整性，因此要求鋁合金包殼材料應(yīng)具有良好的耐腐蝕性能[2]。研究堆鋁合金包殼的耐腐蝕性能主要是通過高壓釜腐蝕試驗、堆外溫動水腐蝕試驗研究，但都無法真實模擬出反應(yīng)堆運行工況下堆內(nèi)
核科學(xué)與工程 2022年3期2022-10-18
- 含Nb鋯合金包殼管內(nèi)壓爆破性能研究
構(gòu)部件和燃料元件包殼材料，被譽為原子工業(yè)第一合金。目前國內(nèi)核電已進入規(guī)?；l(fā)展的新時期，為了打破國外鋯合金在核電市場的壟斷地位，我國先后開展了鋯合金包殼材料的自主化研究，分別研發(fā)了Zr-Nb、Zr-Sn-Nb等鋯合金材料。燃料元件在反應(yīng)堆運行過程中產(chǎn)生的裂變氣體將導(dǎo)致包殼管承受內(nèi)壓，包殼管容易出現(xiàn)鼓包甚至爆裂，使包覆放射性物質(zhì)的第一道屏障失效。反應(yīng)堆在正常運行工況下，包殼管處于高溫環(huán)境下的承壓狀態(tài)，因此包殼管高溫內(nèi)壓爆破性能對其服役的安全性至關(guān)重要。包殼加
科技視界 2022年20期2022-10-17
- 我國科學(xué)家找到了打開高粱包殼的基因“鑰匙”
谷物的種子都有“包殼”性狀。包裹的穎殼對種子具有保護作用，可以避免它們被動物取食和病原菌侵染。但這個植物天生的求生本能卻給農(nóng)業(yè)生產(chǎn)帶來了不便，使人工脫粒增加了勞動生產(chǎn)成本，并會影響田間機械化播種?，F(xiàn)在，中國科學(xué)院遺傳與發(fā)育生物學(xué)研究所謝旗團隊找到了打開這種包殼的一把“鑰匙”——基因位點GC1。它不僅與高粱種子包殼性狀緊密相關(guān)，且在小米、小麥、大麥等谷物中具有保守性。“這是一項非常有趣且令人印象深刻的工作!”一位論文審稿人評價道，“這項研究工作得出的結(jié)論非常
中國科學(xué)探險 2022年5期2022-09-01
- 燃料棒破損熱力學(xué)模塊開發(fā)及在嚴(yán)重事故分析程序中的應(yīng)用
壓力，并同時引起包殼強度下降。由于氣隙超壓，在冷卻劑喪失事故(LOCA)中，包殼可能會發(fā)生腫脹而破裂。LOCA發(fā)生后燃料包殼的腫脹和破裂被視為嚴(yán)重事故早期重要現(xiàn)象之一[1]。包殼變形會導(dǎo)致局部流動堵塞，影響流量分布，進而影響氧化過程。此外，包殼破裂會導(dǎo)致水蒸氣進入包殼間隙，從而增加包殼被蒸汽氧化的表面積。目前，國際上廣泛使用的一體化嚴(yán)重事故分析程序，如MAAP[2]、MELCOR[3]和ASTEC[4]，由于缺少計算燃料棒熱力學(xué)行為的物理模型，不能分析早期
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年7期2022-07-29
- 間隙和包殼厚度對核燃料棒溫度場影響的仿真分析
燃料棒中的鋯合金包殼管[1-2]。壓水堆的燃料棒在包殼內(nèi)表面與燃料芯塊之間通常有一充滿氦氣的間隙，雖然該氣隙厚度非常小，但由于其導(dǎo)熱系數(shù)很小，散熱能力極低，會產(chǎn)生很大的溫度梯度，一般可以達到幾十度甚至幾百攝氏度，從而導(dǎo)致燃料芯塊的溫度大幅提高，所以必須考慮氣隙的導(dǎo)熱問題。王瑾等[3]采用有限元商業(yè)軟件ABAQUS研究了核燃料棒徑向溫度分布情況，發(fā)現(xiàn)燃料芯塊徑向溫度場呈現(xiàn)非線性分布，氣體間隙對芯塊的升溫影響很大。青濤等[4]采用Simulation軟件對核燃
新型工業(yè)化 2022年3期2022-06-18
- 反應(yīng)性引入事故下芯塊高溫塑性對包殼的影響
驗數(shù)據(jù)表明，芯塊包殼機械相互作用 (Pellet-Cladding Mechanical Interaction, PCMI)是壓水堆高燃耗燃料棒在RIA 事故下失效的重要原因[1]。芯塊作為PCMI 行為中載荷的施加者，其物理模型對PCMI 行為的模擬較為重要?，F(xiàn)有瞬態(tài)燃料性能分析程序在分析RIA 事故下的PCMI 行為時，常將芯塊簡化為剛體或者理想彈性體（具有較大楊氏模量）。FRAPTRAN 中的FRACAS-I 模塊將芯塊假設(shè)為剛體。2016 年中山
科學(xué)技術(shù)創(chuàng)新 2022年13期2022-05-11
- 鋯合金包殼脆化失效準(zhǔn)則現(xiàn)狀研究
安全首道防線就是包殼，它擔(dān)負(fù)著防止核燃料泄漏的重要任務(wù)，要求在整個使用過程中不能發(fā)生破損，造成放射性外泄。在眾多材料中，鋯合金以其優(yōu)良的物理性能、機械性能、核性能，成為包殼的首選材料。目前國際上的鋯合金主要有Zr-Sn系、Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系3大類。失水事故（Loss of Coolant Accident，LOCA）是反應(yīng)堆運行過程中非常嚴(yán)重的事故。LOCA事故下，鋯合金包殼失效主要表現(xiàn)在：（1）鋯合金的氧化將導(dǎo)致包殼脆化、破裂，最終導(dǎo)致堆芯
科技視界 2022年9期2022-04-09
- LOCA工況下環(huán)形燃料元件外包殼鼓脹爆破試驗研究
不可避免地會出現(xiàn)包殼鼓脹甚至爆破的現(xiàn)象，從而導(dǎo)致放射性物質(zhì)進入一回路，嚴(yán)重的甚至可能堵塞堆芯部分冷卻劑流道。在壓水堆LOCA過程中，如果燃料包殼發(fā)生過度脆化，有可能會發(fā)生包殼和芯塊的碎裂從而堵塞冷卻劑流道；如果燃料包殼未發(fā)生過度脆化，有可能會發(fā)生極限的共面鼓脹而堵塞部分冷卻劑流道。現(xiàn)行壓水堆LOCA準(zhǔn)則側(cè)重于防止包殼的過度脆化失效，在堆芯設(shè)計時盡力避免燃料包殼發(fā)生過度脆化，但仍存在未過度脆化的燃料包殼發(fā)生極限的共面鼓脹進而堵塞部分冷卻劑流道的可能。關(guān)于壓水
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年3期2022-03-26
- 不同燃料包殼在高溫高壓水中的表面腐蝕產(chǎn)物沉積行為研究
，馮英杰不同燃料包殼在高溫高壓水中的表面腐蝕產(chǎn)物沉積行為研究嚴(yán)亞倫，胡藝嵩*，馮英杰（中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518000）壓水堆一回路材料腐蝕產(chǎn)物在燃料包殼表面沉積會形成燃料污垢。燃料污垢可能引起垢致軸向功率偏移（Crud Induced Power Shift，CIPS）和包殼垢致局部腐蝕（Crud Induced Localized Corrosion，CILC）。腐蝕產(chǎn)物的沉積與燃料包殼表面特性相關(guān)，例如表面粗糙度等。Cr涂層鋯合金是一種
核科學(xué)與工程 2022年6期2022-03-11
- 俄啟動耐事故核燃料第四個輻照周期測試
燃料芯塊和2 種包殼：燃料芯塊分別是傳統(tǒng)二氧化鈾芯塊和具有更高鈾密度和導(dǎo)熱性的鈾鉬合金芯塊；包殼分別是帶鉻涂層的鋯合金包殼和鉻鎳合金包殼。這些芯塊和包殼組成了4種燃料棒。每個燃料組件包含24根具有不同材料組合的燃料棒。這些燃料組件于2019年1月裝入MIR研究堆，在“盡可能接近”商業(yè)壓水堆機組運行工況的條件下進行測試。羅斯托夫核電廠2 號機組2021 年9 月在裝填了首批耐事故燃料棒后重啟，正式啟動了耐事故燃料在商業(yè)機組中的首次輻照測試。在此次裝填的燃料組
國外核新聞 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得兩項重要進展
硅復(fù)合材料核燃料包殼樣品。硅化鈾芯塊與傳統(tǒng)的氧化鈾芯塊相比，硅化鈾芯塊擁有三種優(yōu)勢：一是密度大，鈾含量高，有助于在不提高鈾-235豐度的情況下延長核電機組換料周期；二是導(dǎo)熱系數(shù)高，熱容量低，有利于在緊急情況下排出堆芯余熱，并降低燃料包殼溫度；三是運行溫度較低，有利于提高燃料性能。碳化硅復(fù)合材料燃料包殼基于碳化硅的材料具有較高的機械強度、耐磨性、導(dǎo)熱性、耐腐蝕和抗輻射性，但同時也存在脆性和塑性差等問題。博奇瓦爾研發(fā)的碳化硅復(fù)合材料包殼具有獨特的塑性，可顯著提
國外核新聞 2022年2期2022-02-08
- 高燃耗下快堆燃料與包殼的化學(xué)相互作用模型建立及驗證
2413）燃料與包殼之間的物理化學(xué)相互作用行為是決定燃料元件最大燃耗的重要因素之一。氧化物燃料與包殼的相容性問題不僅與運行時間和運行參數(shù)有關(guān)，而且取決于腐蝕性裂變產(chǎn)物的量以及燃料和包殼材料的組成和性能?？熘凶臃磻?yīng)堆燃料元件的化學(xué)相互作用模型和堆內(nèi)實際運行條件下的腐蝕行為受到了國內(nèi)外的極大關(guān)注［1-2］。與壓水堆燃料元件采用的鋯合金包殼不同［3］，目前國際上鈉冷快堆燃料元件的包殼材料約為20%冷加工的奧氏體不銹鋼或者鐵素體-馬氏體鋼［4］。此外，商用壓水堆的
核技術(shù) 2022年1期2022-01-20
- 大晶粒UO2芯塊及包殼涂層對燃料棒設(shè)計準(zhǔn)則的影響分析
芯塊-Zr 合金包殼燃料體系在嚴(yán)重事故下的安全性問題，國際核工業(yè)界提出了耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的概念，并投入大量資源開始了研發(fā)設(shè)計［1?3］。ATF 一般是以替換現(xiàn)有的及即將建造的商業(yè)輕水反應(yīng)堆中的傳統(tǒng)UO2芯塊-Zr合金包殼燃料組件、提升反應(yīng)堆的安全性為目的進行研發(fā)的。在眾多ATF 概念設(shè)計中，既有對原有UO2芯塊和鋯合金包殼材料進行改進的方案，也有徹底拋棄UO2燃料和Zr合金材料而使用新材料設(shè)計ATF燃料組件
核技術(shù) 2021年11期2021-11-22
- 燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研發(fā)與驗證
安全屏障的燃料棒包殼，其安全性將直接影響反應(yīng)堆的安全。在壓水堆堆內(nèi)輻照環(huán)境下，包殼材料將承受來自熱、輻照以及力學(xué)的多重考驗，為確保包殼材料的性能，需開展必要的堆內(nèi)輻照考驗以驗證其堆內(nèi)性能，并在此基礎(chǔ)上研發(fā)包殼輻照行為模型和相應(yīng)性能分析軟件，建立堆內(nèi)性能分析評價方法是驗證燃料棒性能滿足堆芯設(shè)計要求的重要手段。核電的迅猛發(fā)展使得燃料的需求愈發(fā)增加，為在未來的市場競爭中把握住機會，國內(nèi)多個核電集團均開展了自主品牌壓水堆燃料組件的設(shè)計研究。CF3燃料組件是自主研發(fā)
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年11期2021-11-11
- 基于MOOSE平臺的棒狀燃料元件性能瞬態(tài)分析程序開發(fā)與驗證
錯燃料(ATF)包殼和芯塊選型[1]，旨在提高燃料抵抗事故的能力。國內(nèi)外學(xué)者針對瞬態(tài)事故下ATF行為開展了廣泛研究。部分研究對FRAPTRAN、TRANSURANUS等傳統(tǒng)燃料性能分析程序進行改造，分析了U3Si2[2]、FeCrAl[3-4]和SiC[5]等在瞬態(tài)事故工況下的性能，但難以實現(xiàn)如陶瓷基包覆顆粒彌散燃料(FCM)[6]、涂層包殼[7]等復(fù)雜結(jié)構(gòu)燃料的精細建模。因此需開發(fā)新的瞬態(tài)燃料性能分析程序，準(zhǔn)確評估瞬態(tài)事故條件下ATF的性能。目前，基于商
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年8期2021-08-02
- 耐事故包殼中子經(jīng)濟性分析*
等耐事故形式外，包殼也需要采用耐事故包殼材料。耐事故包殼材料可以防止鋯合金包殼燃料可能出現(xiàn)的“鋯水”反應(yīng)，同時在深燃耗或一些極限工況下能夠承受更高的溫度，保持燃料棒包殼結(jié)構(gòu)完整性，阻止芯體內(nèi)的裂變產(chǎn)物釋放到包殼外的冷卻劑中，在反應(yīng)堆中起到更牢固的防線作用。目前主流的耐事故包殼有SiC、FeCrAl以及鋯合金SiC涂層包殼等，此外還有304SS、310SS以及APMT[1-3]等不銹鋼材料也在研究之列。SiC包殼具有耐高溫特性，同時與FCM燃料基體SiO2具
中國核電 2021年2期2021-06-04
- 模塊式小型堆燃料棒設(shè)計及性能驗證
件中包含冷卻劑與包殼換熱等熱學(xué)模型、芯塊腫脹和密實等力學(xué)模型、芯塊和包殼材料的物性模型等。其中，力學(xué)方程是分析中最基礎(chǔ)的部分，由于燃料棒類似細長圓柱體，故基于軸對稱假設(shè)和平面應(yīng)變假設(shè)，將力學(xué)方程在圓柱坐標(biāo)系下進行描述[2]。（1）本構(gòu)方程2）市場需求：通過客觀審視可以發(fā)現(xiàn)，我國與“絲綢之路經(jīng)濟帶”沿線國家（地區(qū)）間存在醫(yī)療衛(wèi)生和醫(yī)藥產(chǎn)業(yè)的互補性，這是甘肅中醫(yī)藥產(chǎn)業(yè)深化發(fā)展的現(xiàn)實基礎(chǔ)。甘肅中醫(yī)藥資源豐裕度高，國際競爭力較強；而中亞、西亞及東歐對中醫(yī)藥有較好的
科技視界 2021年12期2021-06-04
- 核電廠失水事故下鋯合金包殼脆化行為及機理研究進展
值或要求:(1)包殼峰值溫度。計算得到的包殼最大溫度不能超過2 200℉(1 204℃)。(2)包殼最大氧化程度。計算得到的包殼任何位置總的氧化程度均不能超過氧化前包殼總壁厚的0.17倍。(3)最大產(chǎn)氫量。計算得到的包殼與水或蒸汽發(fā)生化學(xué)反應(yīng)后的產(chǎn)氫量不應(yīng)超過假設(shè)所有包覆芯塊的包殼(不包括氣腔包殼)發(fā)生化學(xué)反應(yīng)后的產(chǎn)氫的0.01倍。(4)可冷卻的幾何狀態(tài)。計算得到的堆芯幾何狀態(tài)的變化應(yīng)確保堆芯能夠得到有效冷卻。(5)長期冷卻。計算的能夠成功運行的應(yīng)急堆芯冷
核科學(xué)與工程 2021年2期2021-05-18
- 基于蒙特卡羅方法的碳化硅包殼失效概率論評價
卡羅方法的碳化硅包殼失效概率論評價鄧陽斌1，殷 園1，巫英偉2，田文喜2，秋穗正2，蘇光輝2（1 深圳大學(xué) 核科學(xué)與核技術(shù)系，廣東 深圳 518061；2 西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西 西安 710049）碳化硅（SiC）包殼是一種極具前景的反應(yīng)堆事故容錯包殼。本文基于大量實驗數(shù)據(jù)，考慮尺寸效應(yīng)開發(fā)了單相SiC材料、SiCf-SiC復(fù)合材料、多層SiC包殼的失效預(yù)測模型?；诖耍捎煤巳剂闲阅芊治龀绦蜷_展了壓水堆燃料pin-by-pin性能分析和包
核科學(xué)與工程 2021年6期2021-04-08
- 事故容錯燃料包殼用Mo合金的研究進展
及經(jīng)濟性均與燃料包殼材料密切相關(guān)。鋯(Zr)合金具有良好的機械性能和耐腐蝕性能以及較低的中子俘獲截面，是一種安全而可靠的包殼材料。然而，2011年3月福島第一核電廠發(fā)生了由鋯-蒸汽相互作用產(chǎn)生的大規(guī)模氫爆炸，具體原因是由于在冷卻劑嚴(yán)重喪失(LOCA)的情況下，核衰變加熱和蒸汽對鋯的快速放熱氧化使得鋯合金包殼與蒸汽迅速反應(yīng)進而導(dǎo)致包殼強度下降并發(fā)生破裂及塌陷，同時反應(yīng)產(chǎn)生大量氫氣而引發(fā)了爆炸。自此，鋯合金包殼材料的安全可靠性受到了嚴(yán)重的質(zhì)疑。福島核事故后，事
中國鉬業(yè) 2021年1期2021-03-19
- CF燃料棒高燃耗下的性能評價
燃料棒是由N36包殼管、裝在包殼管中的UO2芯塊或UO2-Gd2O3芯塊、彈簧以及密封焊在包殼管兩端的端塞構(gòu)成。燃料棒的主要特性參數(shù)見表1。表1 CF燃料棒主要結(jié)構(gòu)參數(shù)Table 1 Main structural parameters of the CF fuel rod2 FUPAC 軟件相關(guān)模型2.1 熱學(xué)模型燃料棒的熱學(xué)求解模型采用簡化為(一維問題)圓柱徑向熱傳導(dǎo)方程：(1)式中，r——半徑,m；k——熱導(dǎo)率,W/(m·K)；cp——定壓比熱容,J
中國核電 2021年1期2021-03-13
- 環(huán)形燃料流量分配比范圍研究
通道，可對芯塊和包殼進行雙側(cè)冷卻，美國和韓國分別進行了初步研究[1-2]。我國從“十二五”開始對環(huán)形燃料進行研究，并取得了較大成果[3-8]。目前環(huán)形燃料先導(dǎo)組件設(shè)計有0.58、0.72、0.86與1四種不同的流量分配比(φ，外通道流量與內(nèi)通道流量之比)以滿足先導(dǎo)組件的阻力特性要求。但合理地流量分配比在保證先導(dǎo)組件的阻力特性滿足入堆要求的同時，還要兼顧環(huán)形燃料雙側(cè)冷卻優(yōu)勢的充分發(fā)揮和組件的機械安全性，因此，對φ的合理取值范圍進一步研究非常必要。由于壓水堆環(huán)
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年3期2021-03-06
- 事故容錯燃料安全性能初步分析
溫蠕變性能更優(yōu)的包殼材料替代傳統(tǒng)鋯包殼。采用上述先進材料組成的燃料即為事故容錯燃料(ATF)。相較于傳統(tǒng)的UO2-Zir-4燃料，ATF可較長時間內(nèi)有效抵御嚴(yán)重事故條件，與此同時ATF還能保持甚至改善其在穩(wěn)態(tài)運行條件下的燃料性能。開發(fā)ATF過程中重點關(guān)注的因素[1]為：1) 改善ATF芯塊的熱物性，如芯塊的比熱容及體現(xiàn)導(dǎo)熱性能的熱導(dǎo)率；2) 改善ATF包殼的熱-機械物性，用于確保芯塊裂變產(chǎn)生的熱量能被帶走并得到充分冷卻，包殼幾何結(jié)構(gòu)完整性得到維持，并防止放
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年8期2020-08-10
- 包殼管與端塞組裝過程應(yīng)力分析
的外殼結(jié)構(gòu)主要由包殼管和上、下端塞組成。燃料棒的生產(chǎn)過程中，需要將燃料芯塊和輔助件裝入包殼管，之后將上下端塞壓入包殼管兩端，然后進行焊接。燃料棒的包殼管和上、下端塞是核材料的第一道包容屏障，包殼管與上、下端塞的組裝焊接質(zhì)量直接影響著核電站的安全生產(chǎn)。在燃料棒與上、下端塞組裝過程中，需要通過外力將端塞壓入包殼管內(nèi)，包殼管與上、下端塞為過渡配合，當(dāng)出現(xiàn)過大的過盈量時會出現(xiàn)將包殼管壓裂或端塞無法壓到位的情況。所以需要對端塞與包殼管不同過盈量時壓入力進行分析，分析
商品與質(zhì)量 2020年5期2020-07-10
- 基于人工神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的壓水堆燃料破損狀態(tài)監(jiān)測
240)燃料元件包殼是反應(yīng)堆安全的重要屏障[1]，它的狀態(tài)與反應(yīng)堆運行安全密切關(guān)聯(lián)。反應(yīng)堆運行過程中，在定位格架磨蝕、異物沖擊等因素作用下，燃料包殼有可能發(fā)生破損[2]，破損發(fā)生后包殼間隙中的放射性裂變產(chǎn)物會通過破損釋放到冷卻劑中，引起一回路劑量上升，從而對核電站的安全、經(jīng)濟性造成惡劣影響。因此，燃料包殼的破損問題是國際上一重要的研究課題[3-5]，有必要在反應(yīng)堆運行過程中快速、準(zhǔn)確地通過一回路冷卻劑中裂變產(chǎn)物比活度判斷燃料包殼是否發(fā)生破損以及燃料包殼的破
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年3期2020-05-07
- 核燃料包殼FeCrAl中子經(jīng)濟性分析
000）Zr合金包殼是商用壓水堆沿用至今的具有比較高的安全性、經(jīng)濟性和可靠性的燃料元件材料。然而，在福島核事故后，UO2-Zr體系暴露出其固有的一些缺陷，所以新一代核電站對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錯燃料（ATF），即在嚴(yán)重事故下具有更高容錯性能的新一代燃料。新型事故容錯燃料的應(yīng)用，將從根本上提高核電廠對嚴(yán)重事故的抵抗能力，有效提高核電的安全性和經(jīng)濟性。新型事故容錯燃料包殼材料是整個燃料系統(tǒng)
中國金屬通報 2020年1期2020-04-23
- 比多伊爾4號機組成為首臺裝填EnCore燃料的歐洲機組
帶鉻涂層的鋯合金包殼研究。相對于傳統(tǒng)的鋯合金包殼，這種包殼增強了抗氧化性和抗腐蝕性，可提高燃料經(jīng)濟性。二期計劃主要涉及能夠在安全性和經(jīng)濟性方面獲得更大收益的碳化硅包殼和高密度硅化鈾芯塊研究。美國拜倫2號機組已于2019年裝入EnCore先導(dǎo)組件。該組件含有鉻涂層包殼、高密度ADOPT芯塊(摻有氧化鉻和氧化鋁的二氧化鈾芯塊)和硅化鈾芯塊。
國外核新聞 2020年10期2020-03-13
- 碳酸鹽鮞粒包殼結(jié)構(gòu)研究綜述*
2019)。鮞粒包殼結(jié)構(gòu)在現(xiàn)代沉積和古代地層中存在多種類型，原始礦物組成也存在差異，保存程度不盡一致，被廣泛應(yīng)用于古環(huán)境和海洋化學(xué)性質(zhì)的研究(Loreau and Purser，1973；Landetal.， 1979；Sandberg，1983；Strasser，1986；Opdyke and Wilkinson，1990)以及成巖過程分析(Wilkinson and Landing，1978；Wilkinsonetal.， 1985；Chow and
古地理學(xué)報 2020年1期2020-02-27
- 世界先進核電燃料元件包殼高注量輻照考驗首次在國內(nèi)完成
關(guān)鍵，SiC復(fù)合包殼是全球耐事故燃料研究領(lǐng)域的重點前沿方向。日前，我國SiC復(fù)合包殼研究在中核集團中國核動力研究設(shè)計院高通量試驗堆完成首次高注量輻照考驗，全部輻照考驗樣件經(jīng)過解剖分解及外觀檢查，輻照樣件外觀狀態(tài)良好，各項技術(shù)指標(biāo)在國內(nèi)處于領(lǐng)先位置，在國際上處于先進水平，標(biāo)志著中核集團在耐事故燃料研發(fā)邁上新臺階，為后續(xù)耐事故燃料包殼優(yōu)化改進和工程應(yīng)用奠定堅實基礎(chǔ)。SiC復(fù)合包殼由中國核動力研究設(shè)計院牽頭自主研制，將SiC纖維編織成預(yù)制體，通過化學(xué)氣相滲透工藝
輻射防護 2020年3期2020-02-25
- 再入過程中的同位素?zé)嵩纯煽啃栽u估
熱源盒、隔熱層、包殼B、包殼A、源芯及支撐部件組成。源芯是由放射性同位素原料制成的陶瓷芯塊，其功能是產(chǎn)生熱量，只要不發(fā)生散落，其功能就能滿足；包殼A和B由特殊的金屬合金制成，起密封放射性物質(zhì)和力學(xué)保護作用，是衡量RHU可靠性水平的關(guān)鍵部件；隔熱層的作用是在短時間內(nèi)阻止熱量大量傳入包殼A、B，確保金屬包殼的密封性；熱源盒具有耐高溫、抗燒蝕作用。1.1 系統(tǒng)可靠性評估RHU可靠性評估屬于系統(tǒng)可靠性評估范疇，在系統(tǒng)可靠性問題的探究中，關(guān)于零部件失效之間的統(tǒng)計相關(guān)
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年2期2020-02-25
- 反應(yīng)堆II類瞬態(tài)工況燃料棒包殼應(yīng)變分析研究
現(xiàn)其功能。芯塊-包殼之間的相互作用是包殼產(chǎn)生應(yīng)力的主要根源，同時也是引起燃料棒失效的重要原因。影響芯塊和包殼之間的力學(xué)行為的因素很多，芯塊的熱膨脹、破裂、翹起、腫脹以及碎塊的重新定位都有可能引起包殼的變形。從實際堆內(nèi)運行角度來說，短時間內(nèi)的功率提升，熱應(yīng)力會引起芯塊的碎裂，隨著外圍的裂紋張開會進一步引起包殼中產(chǎn)生應(yīng)力梯度，經(jīng)過多次循環(huán)，造成包殼破損[1-3]。在燃料棒設(shè)計過程中，通常采用包殼應(yīng)變準(zhǔn)則來防止一部分芯塊-包殼相互作用引起的破損。本文采用自主研發(fā)
應(yīng)用科技 2019年5期2019-09-16
- 高燃耗燃料棒在失水事故工況下的行為研究
，包括新的燃料和包殼尺寸、新型的包殼合金材料、更高的燃耗和更長的換料周期。這些變化改變了反應(yīng)堆內(nèi)的工作環(huán)境，影響將來的反應(yīng)堆設(shè)計，故針對早已發(fā)布的ECCS準(zhǔn)則，需重新進行安全裕度的評定，對其中的相關(guān)條目做出修訂以適應(yīng)新的反應(yīng)堆工作環(huán)境。1 LOCA安全準(zhǔn)則美國聯(lián)邦法案于1974年發(fā)布第一版輕水堆(Light Water Reactor-LWR)安全準(zhǔn)則——應(yīng)急堆芯冷卻安全驗收準(zhǔn)則。此后，該準(zhǔn)則經(jīng)過多次修改，即是現(xiàn)行世界通用的安全準(zhǔn)則版本。ECCS驗收準(zhǔn)則中
應(yīng)用能源技術(shù) 2019年5期2019-06-03
- 燃料棒性能分析軟件FRIPAC評估
中，且燃料芯塊、包殼在功率水平及中子注量變化的情況下涉及到的物理、化學(xué)、熱學(xué)和力學(xué)現(xiàn)象及其形成機理均非常復(fù)雜，無法直接觀測或簡單計算它們隨功率和燃耗變化的情況，這更加劇了對燃料棒的綜合性能進行預(yù)測分析的難度。對此，國際上通常利用燃料棒性能分析軟件，通過建立一系列熱學(xué)、力學(xué)模型對燃料芯塊、包殼的堆內(nèi)行為進行模擬，從而實現(xiàn)對燃料棒綜合性能的預(yù)測。為解決我國燃料設(shè)計軟件自主化問題，中廣核研究院有限公司開發(fā)了燃料棒綜合性能分析軟件FRIPAC。燃料棒性能分析軟件在
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年5期2019-05-17
- WWER-1000型機組一回路碘峰及凈化時間預(yù)測方法的研究與應(yīng)用
時間計算時未考慮包殼向一回路的釋放率不斷變化。二、碘峰預(yù)測方法的研究(一)缺陷燃料棒向一回路釋放FP。當(dāng)燃料元件出現(xiàn)缺陷時，從燃料芯塊向包殼氣相空間釋放的裂變碎片將通過缺陷進入一回路，造成碘、RIG活度上漲。包殼氣相空間向一回路釋放FP的原子數(shù)按式1計算：Ns=vi·Ngi(1)其中：Ns:從包殼氣相空間向一回路釋放的原子數(shù)，atoms/s；vi：缺陷包殼向一回路的釋放速率，s-1；Ngi：缺陷包殼氣相空間內(nèi)FP總量，atoms。因此，估算碘峰時一回路碘的
產(chǎn)業(yè)與科技論壇 2019年4期2019-03-25
- N36鋯合金包殼輻照生長經(jīng)驗?zāi)Ｐ脱芯?/a>
0213)鋯合金包殼輻照生長是指包殼在無應(yīng)力作用下，快中子輻照使鋯合金包殼基體內(nèi)自間隙原子重新分布，包殼在體積守恒的前提下發(fā)生軸向生長的現(xiàn)象。包殼溫度、織構(gòu)、位錯密度、晶粒大小、合金元素和快中子注量等因素均會使鋯合金產(chǎn)生輻照生長行為。鋯合金包殼輻照生長過大會造成燃料棒彎曲甚至破損，破壞燃料棒完整性，影響核電站的正常運行。因此，研究鋯合金包殼輻照生長行為具有十分重要的意義。作為我國擁有自主知識產(chǎn)權(quán)的鋯合金包殼，N36鋯合金包殼燃料棒的堆內(nèi)輻照生長行為尚未得到
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年2期2019-02-25
- ATF研發(fā)的一些問題與分析
ATF燃料芯塊和包殼的研發(fā)現(xiàn)狀，分析了目前ATF研發(fā)存在的關(guān)于研究目標(biāo)、技術(shù)路線及應(yīng)用目標(biāo)的主要問題，重點闡述了對ATF燃料研發(fā)的一些建議與思考?！続bstract】 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
中小企業(yè)管理與科技·中旬刊 2017年5期2017-06-06
- 船用堆燃料棒包殼疲勞壽命分析
堯?船用堆燃料棒包殼疲勞壽命分析李飛 彭蕾 時靖誼 馬冰 金成 解堯（中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 合肥230027）船用堆瞬態(tài)變工況下燃料棒包殼溫度和冷卻劑壓力波動較大，引起包殼的疲勞損傷，因此包殼疲勞壽命分析至關(guān)重要。本文利用ANSYS軟件模擬船用堆瞬態(tài)變工況下燃料棒的熱機械行為，結(jié)合鋯包殼疲勞壽命設(shè)計曲線，考察包殼溫度、冷卻劑壓力、燃料棒內(nèi)壓以及輻照對船用堆燃料棒包殼疲勞壽命的影響。計算結(jié)果表明，瞬態(tài)變工況使得包殼疲勞壽命有很大降低；包殼溫度變化與
核技術(shù) 2017年5期2017-05-22
- 反應(yīng)堆用 SiC 陶瓷基復(fù)合包殼材料研究進展
iC 陶瓷基復(fù)合包殼材料研究進展陸浩然，張 明（中國核科技信息與經(jīng)濟研究院，北京 100048）核燃料元件的包殼材料是反應(yīng)堆安全的重要屏障。隨著核動力反應(yīng)堆向高燃耗、長燃料循環(huán)壽命、高安全性趨勢的發(fā)展，傳統(tǒng)Zr合金包殼材料因其鈾燃耗極限（62 MW·d/kg）、高溫腐蝕、氫脆、蠕變、輻照生長、芯/殼反應(yīng)等缺陷，已不能滿足未來第四代核能系統(tǒng)燃料元件對包殼材料的苛刻要求。SiC因其更小的中子吸收截面、低衰變熱、高熔點及優(yōu)異的輻照尺寸穩(wěn)定性等優(yōu)點，以SiC為基體
中國核電 2016年4期2017-01-10
- 芯塊-包殼間隙對燃料棒溫度場影響的數(shù)值模擬
料棒設(shè)計時芯塊和包殼的幾何尺寸需滿足公差要求，該公差決定了燃料棒裝配時的芯塊-包殼間隙，并允許間隙在一定允許范圍內(nèi)變動。芯塊-包殼間隙在燃料裝管時以及在運行過程中補償燃料芯塊熱膨脹和腫脹是必要的，而且合適的芯塊-包殼間隙設(shè)計是避免堆內(nèi)運行時芯塊-包殼相互作用[5]（Pellet-Cladding Mechanical Interaction，PCMI）的有效基礎(chǔ)。燃料棒設(shè)計準(zhǔn)則中對燃料芯塊的中心溫度進行限制以保證包殼的完整性[6]。芯塊-包殼間隙和燃料棒線
科技視界 2015年27期2015-12-22
- 綠泥石包殼對碎屑巖儲層物性的影響及其形成環(huán)境①——以鄂爾多斯盆地大牛地氣田上古生界為例
點，尤其是綠泥石包殼對儲層物性的影響至今仍存在爭議，部分學(xué)者認(rèn)為綠泥石包殼堵塞孔隙喉道，導(dǎo)致儲層孔隙度、滲透率大幅度降低［1-3］，大部分學(xué)者認(rèn)為綠泥石包殼對儲層孔隙的保存起積極的作用［4-24］，目前比較主流的觀點認(rèn)為形成于石英次生加大之前的綠泥石包殼對孔隙起保護作用［25-28］。另外，碎屑巖儲層中綠泥石包殼的形成環(huán)境比較特殊，國外研究認(rèn)為其主要形成于近岸海水影響下的三角洲環(huán)境，其次為河流環(huán)境［29-30］;國內(nèi)研究認(rèn)為綠泥石包殼形成于陸相三角洲前緣環(huán)
沉積學(xué)報 2015年4期2015-12-08
- 新型鋼包的溫度場及其影響因素模擬分析
統(tǒng)鋼包，新型鋼包包殼的最高溫度明顯低于傳統(tǒng)鋼包包殼的最高溫度，新型鋼包的保溫隔熱性能比傳統(tǒng)鋼包更加優(yōu)良；在一定范圍內(nèi)，新型鋼包包殼的溫度隨納米材料導(dǎo)熱系數(shù)的降低而不斷下降，當(dāng)納米材料導(dǎo)熱系數(shù)降低80%時，新型鋼包包殼的溫度分布更加均勻，包殼的最高溫度降幅最大，新型鋼包的熱量損失更小，其保溫性能得到明顯提升。鋼包；納米隔熱材料；溫度場；導(dǎo)熱系數(shù)；保溫性能；溫度模擬在煉鋼過程中，鋼包具備優(yōu)良的保溫性能對降低轉(zhuǎn)爐出鋼溫度、降低包殼散熱量、改善鑄坯質(zhì)量、延長鋼包內(nèi)
武漢科技大學(xué)學(xué)報 2015年6期2015-03-20
- 核電站控制棒組件（RCCA）腫脹機理分析
sorber）、包殼（Cladding tube）、彈簧（Spring）和上下端塞（Top and bottom end plug）構(gòu)成。1）吸收劑棒：吸收劑芯體由 Ag-In-Cd合金制成，吸收中子能力較強，這種吸收劑棒稱為黑棒；另外一種吸收劑棒是不銹鋼棒，吸收中子能力較弱，這種吸收劑棒稱之為不銹鋼棒或者灰棒。2）包殼：不銹鋼。3）彈簧：不銹鋼。4）上下端塞：不銹鋼。1 可能產(chǎn)生的缺陷及分析隨著核電站運行周期的增加，RCCA長期處在高溫、高放射性、往復(fù)機
科技視界 2014年35期2014-08-22
- 燃料元件瞬態(tài)性能分析程序FTPAC驗證及應(yīng)用
模型、內(nèi)壓模型和包殼氧化模型。1.1 溫度模型燃料元件溫度分布通過求解特定軸向節(jié)點一維徑向熱傳導(dǎo)方程得到。燃料元件為圓柱形，因假設(shè)忽略軸向?qū)?，因此芯塊和包殼中熱傳導(dǎo)可用下述方程描述：該方程的邊界條件如下：其中：T 為溫度，K；t為時間，s；q 為體積熱源，W／m3；，cp為 材 料 比 定 壓 熱 容，J／（kg·K）；ρ為密度，kg／m3；k為導(dǎo)熱系數(shù)，W／（m·K·s）；ro為包殼外表半徑，m；Ts為包殼外表溫度，K。FTPAC采用有限容積法對一維熱
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年1期2014-03-20
- C276鎳基合金中子輻照活化計算分析
引言核燃料元件包殼材料是核動力反應(yīng)堆的關(guān)鍵核心材料之一，核動力的先進性、安全可靠性和經(jīng)濟性與所用包殼材料的性能密切相關(guān)。在過去壓水堆燃料元件包殼用Zr－4合金在堆內(nèi)的使用性能是令人滿意的。但是，隨著核反應(yīng)堆朝著高燃耗和長循環(huán)燃料周期的方向發(fā)展，對關(guān)鍵核心部件燃料元件包殼材料的性能提出了更高的要求，包括對腐蝕特性、氫化特性、增長和蠕變性能、輻照性能等。因此，核電發(fā)達的國家率先開展了改善Zr－4合金腐蝕性能及開發(fā)新的鋯合金的研究。目前大亞灣核電站所用的AFA
華北電力大學(xué)學(xué)報(自然科學(xué)版) 2012年6期2012-10-08