包殼
- LOCA事故下碳化硅復(fù)合包殼失效概率計(jì)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(jī)理受到關(guān)注，現(xiàn)有研究主要集中在正常運(yùn)行工況下SiC包殼的應(yīng)力分析與失效概率計(jì)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(duì)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(zhǎng)期低功率運(yùn)行對(duì)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(shí)，會(huì)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(guò)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(zhǎng)期低功率運(yùn)行期間如果發(fā)生II 類功率瞬態(tài)工況，將比正常功率運(yùn)行發(fā)生II 類功率瞬態(tài)工況的功率變化量更大，此時(shí)的芯塊瞬間熱膨脹將嚴(yán)重?cái)D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(dòng)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(dòng)磨損是導(dǎo)致核燃料棒破損的主要形式之一。對(duì)鋯合金包殼進(jìn)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(dòng)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(duì)鋯合金進(jìn)行高溫空氣熱氧化處理是一種經(jīng)濟(jì)、高效的表面改性方法。人們已經(jīng)在石油化工用工業(yè)級(jí)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(hù) 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(dá)到國(guó)際先進(jìn)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(yàn)經(jīng)驗(yàn)，根據(jù)其池邊檢查結(jié)果及輻照考驗(yàn)歷史可以進(jìn)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(lái)自熱、輻照以及力學(xué)的多重考驗(yàn)，其工作環(huán)境惡劣，外有高溫高壓快速流動(dòng)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(huì)
中國(guó)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(duì)組件內(nèi)的溫度場(chǎng)和速度場(chǎng)的影響，并對(duì)湍流交混模型、換熱系數(shù)模型等進(jìn)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(guò)程涉及兩相流動(dòng)，因此湍流交混模型對(duì)組件的溫度場(chǎng)和速度場(chǎng)影響較大。Lyu等[17]對(duì)61棒束結(jié)構(gòu)鉛鉍強(qiáng)迫和自然流動(dòng)換熱進(jìn)行了實(shí)驗(yàn)研究和SACOS-PB子通道程序?qū)Ρ确治?，結(jié)果表明SACOS-PB是LBE系統(tǒng)子
哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報(bào) 2023年2期2023-02-15
- 電動(dòng)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(dòng)后橋采用三段插管式設(shè)計(jì)，套管與包殼間通過(guò)環(huán)焊連接。為了防止焊接過(guò)程中鐵水漏入橋殼內(nèi)部，套管與包殼之間通過(guò)襯套連接。因?yàn)?span id="syggg00" class="hl">包殼與套管的內(nèi)徑不一致，兩者間存在內(nèi)錯(cuò)邊，所以襯套采用臺(tái)階變徑設(shè)計(jì)。襯套外徑大于包殼和套管的內(nèi)徑，襯套上有長(zhǎng)度為6 mm的開口，要求在壓裝后該開口長(zhǎng)度小于3 mm。筆者對(duì)斷裂電動(dòng)后橋殼進(jìn)行一系列理化檢驗(yàn)，分析了后橋殼斷裂的原因，并提出了相應(yīng)的改進(jìn)建議，以避
理化檢驗(yàn)(物理分冊(cè)) 2023年1期2023-02-09
- 一回路水化學(xué)對(duì)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(guò)冷泡核沸騰工況,CRUD沉積較厚。CRUD會(huì)降低燃料棒的熱效率,使包殼管運(yùn)行溫度升高,腐蝕速率增加,甚至導(dǎo)致包殼管過(guò)早破損和放射性物質(zhì)泄漏,給機(jī)組的安全運(yùn)行帶來(lái)隱患。因此,針對(duì)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(jì)和運(yùn)行人員的極大重視。MIT、瑞典Studsvik公司、美國(guó)西屋公司、韓國(guó)原子能研究院、曼徹斯特大學(xué)等很多國(guó)外研究機(jī)構(gòu)以及我國(guó)科技工作
腐蝕與防護(hù) 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(guò)程中的一個(gè)典型事件。作物野生種通過(guò)攜帶的包殼性狀抵御外界的侵襲，進(jìn)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(jī)械化的種子脫粒、加工和播種過(guò)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(gè)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(gè)空白。中國(guó)
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(yùn)行的安全性與經(jīng)濟(jì)性。因此，燃料棒包殼的變形機(jī)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(diǎn)。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(shí)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(huì)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(huì)造成局部熱點(diǎn)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(xiàng)分析方法保守性評(píng)價(jià)
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(gè)階段，各階段釋放的持續(xù)時(shí)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(duì)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(jī)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(píng)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(guó)內(nèi)的高通量工程試驗(yàn)堆（HFETR）、中國(guó)先進(jìn)研究堆（CARR）、日本材料試驗(yàn)堆（JMTR）、美國(guó)先進(jìn)試驗(yàn)堆（ATR）等。鋁合金包殼在堆內(nèi)輻照、溫動(dòng)水沖刷環(huán)境中發(fā)生腐蝕后會(huì)導(dǎo)致包殼實(shí)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(guò)高壓釜腐蝕試驗(yàn)、堆外溫動(dòng)水腐蝕試驗(yàn)研究，但都無(wú)法真實(shí)模擬出反應(yīng)堆運(yùn)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(yù)為原子工業(yè)第一合金。目前國(guó)內(nèi)核電已進(jìn)入規(guī)模化發(fā)展的新時(shí)期，為了打破國(guó)外鋯合金在核電市場(chǎng)的壟斷地位，我國(guó)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(yùn)行過(guò)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(yùn)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(duì)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(guó)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(duì)種子具有保護(hù)作用，可以避免它們被動(dòng)物取食和病原菌侵染。但這個(gè)植物天生的求生本能卻給農(nóng)業(yè)生產(chǎn)帶來(lái)了不便，使人工脫粒增加了勞動(dòng)生產(chǎn)成本，并會(huì)影響田間機(jī)械化播種?，F(xiàn)在，中國(guó)科學(xué)院遺傳與發(fā)育生物學(xué)研究所謝旗團(tuán)隊(duì)找到了打開這種包殼的一把“鑰匙”——基因位點(diǎn)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?！斑@是一項(xiàng)非常有趣且令人印象深刻的工作!”一位論文審稿人評(píng)價(jià)道，“這項(xiàng)研究工作得出的結(jié)論非常
中國(guó)科學(xué)探險(xiǎn) 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(shí)引起包殼強(qiáng)度下降。由于氣隙超壓，在冷卻劑喪失事故(LOCA)中，包殼可能會(huì)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(huì)導(dǎo)致局部流動(dòng)堵塞，影響流量分布，進(jìn)而影響氧化過(guò)程。此外，包殼破裂會(huì)導(dǎo)致水蒸氣進(jìn)入包殼間隙，從而增加包殼被蒸汽氧化的表面積。目前，國(guó)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(jì)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(duì)核燃料棒溫度場(chǎng)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(huì)產(chǎn)生很大的溫度梯度，一般可以達(dá)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(wèn)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(chǎng)呈現(xiàn)非線性分布，氣體間隙對(duì)芯塊的升溫影響很大。青濤等[4]采用Simulation軟件對(duì)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(duì)包殼的影響
驗(yàn)數(shù)據(jù)表明，芯塊包殼機(jī)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(duì)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(shí)，常將芯塊簡(jiǎn)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(gè)使用過(guò)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(jī)械性能、核性能，成為包殼的首選材料。目前國(guó)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(yùn)行過(guò)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(yàn)研究
不可避免地會(huì)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(jìn)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(guò)程中，如果燃料包殼發(fā)生過(guò)度脆化，有可能會(huì)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(guò)度脆化，有可能會(huì)發(fā)生極限的共面鼓脹而堵塞部分冷卻劑流道?，F(xiàn)行壓水堆LOCA準(zhǔn)則側(cè)重于防止包殼的過(guò)度脆化失效，在堆芯設(shè)計(jì)時(shí)盡力避免燃料包殼發(fā)生過(guò)度脆化，但仍存在未過(guò)度脆化的燃料包殼發(fā)生極限的共面鼓脹進(jìn)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(huì)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(dòng)耐事故核燃料第四個(gè)輻照周期測(cè)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(gè)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(jī)組運(yùn)行工況的條件下進(jìn)行測(cè)試。羅斯托夫核電廠2 號(hào)機(jī)組2021 年9 月在裝填了首批耐事故燃料棒后重啟，正式啟動(dòng)了耐事故燃料在商業(yè)機(jī)組中的首次輻照測(cè)試。在此次裝填的燃料組
國(guó)外核新聞 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得兩項(xiàng)重要進(jìn)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(shì)：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(zhǎng)核電機(jī)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(yùn)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(jī)械強(qiáng)度、耐磨性、導(dǎo)熱性、耐腐蝕和抗輻射性，但同時(shí)也存在脆性和塑性差等問(wèn)題。博奇瓦爾研發(fā)的碳化硅復(fù)合材料包殼具有獨(dú)特的塑性，可顯著提
國(guó)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(yàn)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(wèn)題不僅與運(yùn)行時(shí)間和運(yùn)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(shí)際運(yùn)行條件下的腐蝕行為受到了國(guó)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(guó)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(duì)燃料棒設(shè)計(jì)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(wèn)題，國(guó)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(jì)［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(jìn)行研發(fā)的。在眾多ATF 概念設(shè)計(jì)中，既有對(duì)原有UO2芯塊和鋯合金包殼材料進(jìn)行改進(jìn)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(jì)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(yàn)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(lái)自熱、輻照以及力學(xué)的多重考驗(yàn)，為確保包殼材料的性能，需開展必要的堆內(nèi)輻照考驗(yàn)以驗(yàn)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(píng)價(jià)方法是驗(yàn)證燃料棒性能滿足堆芯設(shè)計(jì)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(lái)的市場(chǎng)競(jìng)爭(zhēng)中把握住機(jī)會(huì)，國(guó)內(nèi)多個(gè)核電集團(tuán)均開展了自主品牌壓水堆燃料組件的設(shè)計(jì)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(tái)的棒狀燃料元件性能瞬態(tài)分析程序開發(fā)與驗(yàn)證
錯(cuò)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(guó)內(nèi)外學(xué)者針對(duì)瞬態(tài)事故下ATF行為開展了廣泛研究。部分研究對(duì)FRAPTRAN、TRANSURANUS等傳統(tǒng)燃料性能分析程序進(jìn)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(shí)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(xì)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(píng)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(jì)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(shí)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(shí)與FCM燃料基體SiO2具
中國(guó)核電 2021年2期2021-06-04
- 模塊式小型堆燃料棒設(shè)計(jì)及性能驗(yàn)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(shí)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(xì)長(zhǎng)圓柱體，故基于軸對(duì)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(jìn)行描述[2]。（1）本構(gòu)方程2）市場(chǎng)需求：通過(guò)客觀審視可以發(fā)現(xiàn)，我國(guó)與“絲綢之路經(jīng)濟(jì)帶”沿線國(guó)家（地區(qū)）間存在醫(yī)療衛(wèi)生和醫(yī)藥產(chǎn)業(yè)的互補(bǔ)性，這是甘肅中醫(yī)藥產(chǎn)業(yè)深化發(fā)展的現(xiàn)實(shí)基礎(chǔ)。甘肅中醫(yī)藥資源豐裕度高，國(guó)際競(jìng)爭(zhēng)力較強(qiáng)；而中亞、西亞及東歐對(duì)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(jī)理研究進(jìn)展
值或要求:(1)包殼峰值溫度。計(jì)算得到的包殼最大溫度不能超過(guò)2 200℉(1 204℃)。(2)包殼最大氧化程度。計(jì)算得到的包殼任何位置總的氧化程度均不能超過(guò)氧化前包殼總壁厚的0.17倍。(3)最大產(chǎn)氫量。計(jì)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(guò)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(jì)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(zhǎng)期冷卻。計(jì)算的能夠成功運(yùn)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(píng)價(jià)
卡羅方法的碳化硅包殼失效概率論評(píng)價(jià)鄧陽(yáng)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(cuò)包殼。本文基于大量實(shí)驗(yàn)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(cè)模型?；诖?，采用核燃料性能分析程序開展了壓水堆燃料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(cuò)燃料包殼用Mo合金的研究進(jìn)展
及經(jīng)濟(jì)性均與燃料包殼材料密切相關(guān)。鋯(Zr)合金具有良好的機(jī)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(duì)鋯的快速放熱氧化使得鋯合金包殼與蒸汽迅速反應(yīng)進(jìn)而導(dǎo)致包殼強(qiáng)度下降并發(fā)生破裂及塌陷，同時(shí)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(guó)鉬業(yè) 2021年1期2021-03-19
- CF燃料棒高燃耗下的性能評(píng)價(jià)
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(jiǎn)化為(一維問(wèn)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(guó)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(duì)芯塊和包殼進(jìn)行雙側(cè)冷卻，美國(guó)和韓國(guó)分別進(jìn)行了初步研究[1-2]。我國(guó)從“十二五”開始對(duì)環(huán)形燃料進(jìn)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(jì)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(shí)，還要兼顧環(huán)形燃料雙側(cè)冷卻優(yōu)勢(shì)的充分發(fā)揮和組件的機(jī)械安全性，因此，對(duì)φ的合理取值范圍進(jìn)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(cuò)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(jìn)材料組成的燃料即為事故容錯(cuò)燃料(ATF)。相較于傳統(tǒng)的UO2-Zir-4燃料，ATF可較長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)有效抵御嚴(yán)重事故條件，與此同時(shí)ATF還能保持甚至改善其在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行條件下的燃料性能。開發(fā)ATF過(guò)程中重點(diǎn)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(jī)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(guò)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(guò)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(jìn)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(guò)程中，需要通過(guò)外力將端塞壓入包殼管內(nèi)，包殼管與上、下端塞為過(guò)渡配合，當(dāng)出現(xiàn)過(guò)大的過(guò)盈量時(shí)會(huì)出現(xiàn)將包殼管壓裂或端塞無(wú)法壓到位的情況。所以需要對(duì)端塞與包殼管不同過(guò)盈量時(shí)壓入力進(jìn)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(cè)
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(yùn)行安全密切關(guān)聯(lián)。反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)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(huì)通過(guò)破損釋放到冷卻劑中，引起一回路劑量上升，從而對(duì)核電站的安全、經(jīng)濟(jì)性造成惡劣影響。因此，燃料包殼的破損問(wèn)題是國(guó)際上一重要的研究課題[3-5]，有必要在反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)程中快速、準(zhǔn)確地通過(guò)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(jì)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(jì)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(duì)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(cuò)燃料（ATF），即在嚴(yán)重事故下具有更高容錯(cuò)性能的新一代燃料。新型事故容錯(cuò)燃料的應(yīng)用，將從根本上提高核電廠對(duì)嚴(yán)重事故的抵抗能力，有效提高核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性。新型事故容錯(cuò)燃料包殼材料是整個(gè)燃料系統(tǒng)
中國(guó)金屬通報(bào) 2020年1期2020-04-23
- 比多伊爾4號(hào)機(jī)組成為首臺(tái)裝填EnCore燃料的歐洲機(jī)組
帶鉻涂層的鋯合金包殼研究。相對(duì)于傳統(tǒng)的鋯合金包殼，這種包殼增強(qiáng)了抗氧化性和抗腐蝕性，可提高燃料經(jīng)濟(jì)性。二期計(jì)劃主要涉及能夠在安全性和經(jīng)濟(jì)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(guó)拜倫2號(hào)機(jī)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(guó)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(guò)程分析(Wilkinson and Landing，1978；Wilkinsonetal.， 1985；Chow and
古地理學(xué)報(bào) 2020年1期2020-02-27
- 世界先進(jìn)核電燃料元件包殼高注量輻照考驗(yàn)首次在國(guó)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(diǎn)前沿方向。日前，我國(guó)SiC復(fù)合包殼研究在中核集團(tuán)中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院高通量試驗(yàn)堆完成首次高注量輻照考驗(yàn)，全部輻照考驗(yàn)樣件經(jīng)過(guò)解剖分解及外觀檢查，輻照樣件外觀狀態(tài)良好，各項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)在國(guó)內(nèi)處于領(lǐng)先位置，在國(guó)際上處于先進(jìn)水平，標(biāo)志著中核集團(tuán)在耐事故燃料研發(fā)邁上新臺(tái)階，為后續(xù)耐事故燃料包殼優(yōu)化改進(jìn)和工程應(yīng)用奠定堅(jiān)實(shí)基礎(chǔ)。SiC復(fù)合包殼由中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院牽頭自主研制，將SiC纖維編織成預(yù)制體，通過(guò)化學(xué)氣相滲透工藝
輻射防護(hù) 2020年3期2020-02-25
- 再入過(guò)程中的同位素?zé)嵩纯煽啃栽u(píng)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(hù)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(shí)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(píng)估RHU可靠性評(píng)估屬于系統(tǒng)可靠性評(píng)估范疇，在系統(tǒng)可靠性問(wèn)題的探究中，關(guān)于零部件失效之間的統(tǒng)計(jì)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(shí)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(shí)際堆內(nèi)運(yùn)行角度來(lái)說(shuō)，短時(shí)間內(nèi)的功率提升，熱應(yīng)力會(huì)引起芯塊的碎裂，隨著外圍的裂紋張開會(huì)進(jìn)一步引起包殼中產(chǎn)生應(yīng)力梯度，經(jīng)過(guò)多次循環(huán)，造成包殼破損[1-3]。在燃料棒設(shè)計(jì)過(guò)程中，通常采用包殼應(yīng)變準(zhǔn)則來(lái)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(zhǎng)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(lái)的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)，故針對(duì)早已發(fā)布的ECCS準(zhǔn)則，需重新進(jìn)行安全裕度的評(píng)定，對(duì)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(guó)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(yàn)收準(zhǔn)則。此后，該準(zhǔn)則經(jīng)過(guò)多次修改，即是現(xiàn)行世界通用的安全準(zhǔn)則版本。ECCS驗(yàn)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(píng)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(jī)理均非常復(fù)雜，無(wú)法直接觀測(cè)或簡(jiǎn)單計(jì)算它們隨功率和燃耗變化的情況，這更加劇了對(duì)燃料棒的綜合性能進(jìn)行預(yù)測(cè)分析的難度。對(duì)此，國(guó)際上通常利用燃料棒性能分析軟件，通過(guò)建立一系列熱學(xué)、力學(xué)模型對(duì)燃料芯塊、包殼的堆內(nèi)行為進(jìn)行模擬，從而實(shí)現(xiàn)對(duì)燃料棒綜合性能的預(yù)測(cè)。為解決我國(guó)燃料設(shè)計(jì)軟件自主化問(wèn)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(jī)組一回路碘峰及凈化時(shí)間預(yù)測(cè)方法的研究與應(yīng)用
時(shí)間計(jì)算時(shí)未考慮包殼向一回路的釋放率不斷變化。二、碘峰預(yù)測(cè)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(shí)，從燃料芯塊向包殼氣相空間釋放的裂變碎片將通過(guò)缺陷進(jìn)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(jì)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(shí)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(zhǎng)經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ脱芯?/a>
0213)鋯合金包殼輻照生長(zhǎng)是指包殼在無(wú)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(zhǎng)的現(xiàn)象。包殼溫度、織構(gòu)、位錯(cuò)密度、晶粒大小、合金元素和快中子注量等因素均會(huì)使鋯合金產(chǎn)生輻照生長(zhǎng)行為。鋯合金包殼輻照生長(zhǎng)過(guò)大會(huì)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(yùn)行。因此，研究鋯合金包殼輻照生長(zhǎng)行為具有十分重要的意義。作為我國(guó)擁有自主知識(shí)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(zhǎng)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(wèn)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(wèn)題，重點(diǎn)闡述了對(duì)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(shí)靖誼 馬冰 金成 解堯（中國(guó)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(dòng)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(jī)械行為，結(jié)合鋯包殼疲勞壽命設(shè)計(jì)曲線，考察包殼溫度、冷卻劑壓力、燃料棒內(nèi)壓以及輻照對(duì)船用堆燃料棒包殼疲勞壽命的影響。計(jì)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(jìn)展
iC 陶瓷基復(fù)合包殼材料研究進(jìn)展陸浩然，張 明（中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)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(dòng)力反應(yīng)堆向高燃耗、長(zhǎng)燃料循環(huán)壽命、高安全性趨勢(shì)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(zhǎng)、芯/殼反應(yīng)等缺陷，已不能滿足未來(lái)第四代核能系統(tǒng)燃料元件對(duì)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(diǎn)及優(yōu)異的輻照尺寸穩(wěn)定性等優(yōu)點(diǎn)，以SiC為基體
中國(guó)核電 2016年4期2017-01-10
- 芯塊-包殼間隙對(duì)燃料棒溫度場(chǎng)影響的數(shù)值模擬
料棒設(shè)計(jì)時(shí)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(shí)的芯塊-包殼間隙，并允許間隙在一定允許范圍內(nèi)變動(dòng)。芯塊-包殼間隙在燃料裝管時(shí)以及在運(yùn)行過(guò)程中補(bǔ)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(jì)是避免堆內(nèi)運(yùn)行時(shí)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(jì)準(zhǔn)則中對(duì)燃料芯塊的中心溫度進(jìn)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(duì)碎屑巖儲(chǔ)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(diǎn)，尤其是綠泥石包殼對(duì)儲(chǔ)層物性的影響至今仍存在爭(zhēng)議，部分學(xué)者認(rèn)為綠泥石包殼堵塞孔隙喉道，導(dǎo)致儲(chǔ)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(duì)儲(chǔ)層孔隙的保存起積極的作用［4-24］，目前比較主流的觀點(diǎn)認(rèn)為形成于石英次生加大之前的綠泥石包殼對(duì)孔隙起保護(hù)作用［25-28］。另外，碎屑巖儲(chǔ)層中綠泥石包殼的形成環(huán)境比較特殊，國(guó)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(guó)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(bào) 2015年4期2015-12-08
- 新型鋼包的溫度場(chǎng)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(shí)，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(chǎng)；導(dǎo)熱系數(shù)；保溫性能；溫度模擬在煉鋼過(guò)程中，鋼包具備優(yōu)良的保溫性能對(duì)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(zhǎng)鋼包內(nèi)
武漢科技大學(xué)學(xué)報(bào) 2015年6期2015-03-20
- 核電站控制棒組件（RCCA）腫脹機(jī)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(qiáng)，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(yùn)行周期的增加，RCCA長(zhǎng)期處在高溫、高放射性、往復(fù)機(jī)
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(yàn)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(guò)求解特定軸向節(jié)點(diǎn)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)幔虼诵緣K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(shí)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(duì)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(jì)算分析
引言核燃料元件包殼材料是核動(dòng)力反應(yīng)堆的關(guān)鍵核心材料之一，核動(dòng)力的先進(jìn)性、安全可靠性和經(jīng)濟(jì)性與所用包殼材料的性能密切相關(guān)。在過(guò)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(zhǎng)循環(huán)燃料周期的方向發(fā)展，對(duì)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(duì)腐蝕特性、氫化特性、增長(zhǎng)和蠕變性能、輻照性能等。因此，核電發(fā)達(dá)的國(guó)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