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发展了两种新型锆合金(N18,N36)作为PWR燃料元件包壳材料。研究了N18,N36两种锆合金的堆外性能。研究表明,具有均匀弥散分布的细小β-Nb或Zr(Fe,Cr)2第二相粒子的新合金表现出最好的抗腐蚀性能,N18和N36合金都有优良的耐腐蚀性能。合金的吸氢行为与其腐蚀行为成对应关系,而两种新型锆合金的吸氢比Zr-4合金的低。两种新锆合金的拉伸强度、爆破和蠕变性能也优于Zr-4合金。此外,两种新锆合金的热物理性能、织构和应力腐蚀行为相当或优于Zr-4合金。 相似文献
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通过对低铌新锆合金板材的蠕变性能曲线和变形亚结构的分析及对微观组织研究探讨了低铌新锆合金的蠕变过程及其抗蠕变性能优越的原因.铌对锆有较高的强化作用,但对锆的抗蠕变性能的影响则较为复杂.含3%~5%Nb的锆合金在400 ℃以下有较高的抗蠕变性能,含15%Nb的锆合金的抗蠕变性最低,而铌含量增至30%时的锆合金的抗蠕变性则又升高.低Nb新锆合金的Nb含量w(Nb)在0.3%~0.36%之间,这样少的Nb含量不可能有大量的β-Nb相产生,它对锆合金的强化作用应归于固溶强化一类.对工业化规模生产的低铌新锆板材的力学性能的近期研究表明,按既定工艺生产的低铌新锆合金板材的拉伸性能并未比Zr-4合金板材的拉伸性能有多大提高,但其抗蠕变性能却比Zr-4板材好得多.在400 ℃、157 MPa应力作用下,低铌新锆合金的蠕变断裂时间是常规Zr-4板材的5倍多;在137和117 MPa应力作用下,新锆合金的稳态蠕变速率大大低于常规Zr-4的. 相似文献
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N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。 相似文献
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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。 相似文献
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对国产新型锆铌合金进行了元件表面带有热负荷情况下的堆外动水腐蚀实验,同时进行500℃蒸汽腐蚀实验及在氢氧化锂和硼酸水中的静水腐蚀实验,获得了不同腐蚀实验条件下样品的增重或氧化膜厚度,并与改进Zr-4的数据进行了比较.利用光学显微镜(OM)对腐蚀形成的氧化膜进行了分析,采用惰气脉冲红外法测量了样品的氢含量,并用OM观察了基体中氢化物的形貌和分布.实验结果表明,国产新型锆铌合金的抗腐蚀性能优于改进Zr-4,而新型锆铌合金中细小均匀分布的第二相粒子是其具有优异抗腐蚀性能的原因. 相似文献
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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 相似文献
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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。 相似文献