氧势对快堆不锈钢包壳管腐蚀行为的影响

通过堆外模拟试验，研究了国产３１６－Ｔｉ不锈钢包壳管在４种氧势下对ＦＣＣＩ（燃料包壳化学相互作用）和ＦＰＬＭＥ（裂变产物液态金属脆化效应）的敏感性。结果表明包壳管腐蚀特征与氧势密切相关。当氧势低于Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值，包壳管内壁无明显侵蚀；当氧势超过Ｃｒ在不锈钢中的氧化阈值很多时，包壳管微观侵蚀形貌是基体氧化侵蚀与晶间侵蚀（ＩＧＡ）的混和。随氧势增加，晶间侵蚀深度减小，氧化侵蚀变严重。在与超化学计量混合氧化物燃料对应的高氧势下，同时发生基体氧化侵蚀，晶间侵蚀和剥离性侵蚀，侵蚀区呈“溃疡状”，由富Ｃｒ／贫Ｎｉ和富Ｎｉ／贫Ｃｒ层交替组成。     

吸氧材料对快堆元件包壳内壁腐蚀的抑制作用

根据快堆燃料／包壳化学相互作用（ＦＣＣＩ）的机理，选用Ｃｒ、Ｚｒ、Ｎｂ粉末（分析纯）分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内，进行ＦＣＣＩ堆外模拟试验，并与不加吸氧材料的包壳管内壁腐蚀相互比较，以腐蚀形貌、腐蚀深度、模拟裂变产物对包壳管的渗透以及包壳管组分元素分布等方面的相对变化，观测和评述了所加吸氧材料在抑制包壳管内壁腐蚀中的作用。结果表明，所选吸氧材料对包壳管内壁腐蚀均有明显的抑制作用，其抑制效率大小的次序为Ｎｂ＞Ｚｒ＞Ｃｒ     

不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间计算

压水堆燃料相关组件棒在堆内使用寿期中．不得发生蠕变坍塌以保证包壳结构完整性。这些棒通常使用不锈钢包壳。运用假想夹层分析理论,导出了一个较为简便的不锈钢包壳在通常工作环境下蠕变坍塌临界时间的计算公式。     

快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放模拟试验研究

钠燃烧过程产生的裂变产物及钠气溶胶迁移是快堆严重事故重要的源项之一。本研究对钠燃烧过程裂变产物随钠蒸汽和钠气溶胶迁移的行为进行分析,针对钠蒸发作用下裂变产物释放、钠燃烧作用下裂变产物释放以及气相空间气溶胶迁移行为分别提出了物理模型,并在确定计算方法的基础上通过CFD软件建模进行了仿真计算,最后通过开展小规模钠燃烧试验,获取了真实钠燃烧过程裂变产物沉降数据,对计算模型进行了修正和补充。试验数据与仿真计算结果表明,气溶胶迁移模型能够较好地表征裂变产物及钠气溶胶迁移行为,钠燃烧作用下裂变产物的释放系数为10-3时计算结果与试验结果较吻合。     

模拟裂变产物腐蚀对国产不锈钢包壳管室温爆破性能的影响

未经腐蚀的国产不锈钢包壳管与在两种不同氧势下经模拟裂变产物腐蚀后的包壳管相比，其室温爆破强度和周向延伸率有明显变化。由于氧势对包壳管腐蚀深度影响显著，从而也明显影响包壳管的爆破强度和周向延伸率。爆破口的微观形貌分析进一步显示了裂变产物腐蚀对包壳管力学性能的影响。试验方法对结果的影响也作了初步探讨。     

聚变-裂变混合堆包层燃料元件包壳热应力的初步研究

本文用数值计算法计算了聚变-裂变混合堆燃料元件包壳的热应力分布。计算结果表明由D-T周期性燃烧引起的交变热应力比裂变堆稳态运行的热应力问题严酷得多。热应力的变化规律与温度循环范围及包壳的壁厚成正比。保证安全可靠运行的关键是合理设计热循环的温度范围。     

气冷快堆元件包壳管表面粗化的化学加工研究

本文介绍了气冷快堆元件包壳管表面粗糙化的两种加工工艺——窄带-化学加工和光化学加工。粗化肋的形式为螺旋肋或横肋。试验结果表明,粗化包壳管的强度高于光滑管并改善了其热工水力性能,符合适宜粗化管的要求。     

压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体非稳态释放数值模拟研究

压水堆燃料包壳破损后,芯块-包壳间隙内积累的裂变气将释放到冷却剂中,其内部的微观机理还尚不清楚。为了揭示裂变气体释放过程中冷却剂与气体的相互作用规律,基于三维计算流体力学（CFD）方法对该物理过程展开数值模拟,所利用的模型为VOF模型以及k-ε模型。模拟结果表明,包壳破损后冷却剂首先进入芯块-包壳间隙,在芯块-包壳间隙内蒸发,引起芯块-包壳间隙内压强上升,而后裂变气体释放到子通道;裂变气体从芯块-包壳间隙释放到子通道可分为2个阶段。第一阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较大,气体射流进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较大,且变化也较大。第二阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较小且相对平稳,裂变气体通过破口内涡的对流传质进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较小,且相对稳定。      

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。     

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。     

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

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

Zr-Sn-Nb-Fe-V合金包壳管加工过程中第二相的演变

采用扫描电子显微镜（SEM）和透射电子显微镜（TEM）研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布。合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)₂。加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100 nm。合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关。     

氧化物燃料与不锈钢包壳的化学相互作用——一种半经验公式的导出

有关快堆氧化物燃料与不锈钢包壳的化学相互作用(FCCI),即包壳内壁腐蚀,近年来人们提出了一系列经验公式。但是都各自适用于有限的参数范围,本文在分析与腐蚀直接相关的各因素的基础上,导出了计算腐蚀量的一种较为通用的表达式,并且通过引用劳伦斯(L.A.Lawyence)等人提出的公式中的一些常数和其它文献中的数据,确定了上述公式中的系数和常数。用这个公式验算了不同来源的数据,其结果与实验相符。由此证明,它具有较大的适用范围,在此基础上,用该公式推算了商用快堆包壳内壁腐蚀。如果要求商用快堆元件的堆内停留时间达到2—3年,则内壁最大腐蚀量(按95%置信度,燃料初始 O/M=1.97)会达到130—160微米。     

国产快堆包壳管材料——冷加工316（Ti）不锈钢高温强度下降的微观机理分析

国产快堆包壳管材料316（Ti）不锈钢（1995—1996年，由原上海第五钢厂研制）的力学性能测试结果表明：材料拉伸强度与国外材料相当，但高温蠕变和高温持久性能却低于国外的数据。将这种材料与俄罗斯快堆包壳材料CH-68比较，国产材料在室温和600℃下的屈服极限强度高于俄罗斯材料的，但625和700℃的高温持久强度却低于俄罗斯CH-68数据，尤其是在700℃下，国产材料的持久断裂强度不但大大低于俄罗斯材料，且强度下降很快。     

国产快堆包壳材料CW316(Ti)SS高温强度下降的微观机理分析

冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低.本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情况,并结合对国产材料高温持久断裂试验样品的断口形貌观察结果,分析得出:国产材料长时高温力学性能下降的主要原因是沿晶界的σ相析出.     

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。     

含裂纹锆合金包壳管氢致多场耦合行为的数值模拟研究

考虑氢化物应力再取向,给出了锆合金包壳管氢致多场耦合行为的理论模型。建立了相应的多场耦合计算方法,编程获得了有限元程序。针对内压作用下的含轴向裂纹包壳管,建立了有限元模型,对其氢致多场耦合行为进行了计算分析。研究结果表明：对于含大量固溶氢原子的含裂纹包壳管,只有裂纹尖端区域析出较多的氢化物,这主要是由于此处存在很大的静水应力梯度和氢原子浓度梯度,并具有较低的氢原子固溶度;裂纹尖端析出的氢化物绝大部分沿包壳管径向,致使包壳管易于产生径向开裂,威胁其安全性;内压施加完成后,因氢化物析出膨胀,裂纹尖端区域的环向应力、径向应力、静水应力及其梯度均随时间而降低,导致氢化物析出逐渐减速。     

柔度法计算Zr-4合金包壳管轴向裂纹应力强度因子的研究

基于虚拟裂纹闭合法,利用控制单变量变化的方法,对含对称双边缘裂纹的薄壁圆柱壳受对称集中力的情况进行了数值建模,得到了裂纹尖端的能量释放率,分析了Zr-4合金包壳管的预制裂纹长度和外部载荷对应力强度因子的影响作用。使用柔度法计算并获得了应力强度因子的近似计算公式,并与数值计算结果进行了对比验证,验证结果吻合较好。      

基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。