一种复合型核电池的理论设计

在各类核电池中,直接接收型核电池的结构最简单,但其效率不高。部分原因在于很多带电粒子反向发射,被发射极自吸收而产生废热。考虑到如何把燃料产生的废热利用起来,设计了一种复合型核电池的结构,即在直接接收型核电池结构的基础上,加上热电转换装置,把直接接收型核电池产生的废热转换为电,进而可以明显地提高整个电池1%左右的效率。

涂层锆合金包壳管切向微动磨损数值预测模型研究

为建立涂层锆合金包壳微动磨损的有限元计算分析模型,预测切向工况下的最大磨损深度,基于包壳-格架的实际几何特征建立了涂层锆合金包壳-刚凸接触系统的有限元模型,采用Archard磨损模型计算磨损量,结合ABAQUS的ALE功能和UMESHMOTION子程序模拟磨损过程。根据微动磨损试验结果分析磨损系数随磨损周次的变化情况,并拟合其函数关系。有限元计算的最大磨损深度和最大深度的位置与试验结果相符,表明所建立的模型可用于涂层锆合金包壳切向微动磨损最大深度的预测。

核反应堆刚凸-包壳微动损伤裂纹行为研究

核燃料棒组件中包壳管与刚凸之间发生的微动行为可能引起组件的破坏失效,严重时会威胁反应堆安全。为此,以核燃料棒中刚凸-包壳结构为研究对象,针对其在微动行为下裂纹的萌生及扩展问题,通过有限元仿真的方法展开研究。研究结果表明:在微动过程中包壳管接触区始终处于受压状态,滑移区中裂纹受剪应力控制,在包壳管涂层基体界面开裂并沿着界面蜿蜒扩展,导致涂层剥离;在混合区和部分滑移区中,裂纹受剪应力和正应力同时作用,起裂于包壳表面或次表面向内部扩展;刚凸-包壳结构微动行为中,剪应力是导致包壳管损伤的主要因素,对裂纹的萌生和扩展起主导作用。

基于事故容错燃料的高燃耗组件研究进展

针对核电高经济性和高安全性的目标,高燃耗(大于62 GWd/MTU)成为核燃料的发展趋势,然而,燃耗加深势必会导致芯块和包壳性能衰退甚至失效,引发安全隐患。本文首先回顾和梳理高燃耗状态传统UO_(2)芯块-Zr合金包壳核燃料系统所面临的挑战,如芯块边缘高燃耗结构(HBS)形成-迅速扩展、裂变气体释放份额增大、燃料棒内压增大、包壳腐蚀和吸氢量加剧以及失水事故(LOCA)工况芯块碎裂-迁移-重置现象等,并以相关问题为切入点厘清关键对策。然后,归纳总结现阶段核工业界近期型事故容错燃料(ATF)方案研究进展和成果,重点阐述主流Cr涂层锆合金包壳和大晶粒UO_(2)芯块ATF候选材料的关键服役性能,包括裂变气体释放、芯块-包壳接触压力、包壳水侧腐蚀及高温蒸汽氧化-淬火行为等。同时,对比分析Cr涂层锆合金包壳+大晶粒UO_(2)芯块相较于传统核燃料系统服役优势,尤其是高燃耗状态,研究表明近期型ATF方案在高燃耗项目中极具应用潜力。本文概述的内容有助于加深核工业工作者对高燃耗项目的理解,同时为我国自主研发ATF和高燃耗项目相结合提供参考,助力提升核电经济性、安全性与可靠性。

涂层厚度对Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化动力学及微观机制的影响

目的研究涂层厚度对Cr涂层锆包壳高温蒸汽氧化行为的影响规律及其微观机制,为耐事故锆包壳表面涂层优化设计提供理论依据。方法以锆合金包壳为基体材料,采用磁控溅射工艺制备纯金属Cr涂层,目标厚度设计值为10、15、20μm 3类。采用高温蒸汽氧化设备开展试验,氧化温度为1200℃,等温氧化时间为500~3000 s,系统研究模拟反应堆失水事故(LOCA)工况下涂层厚度对该材料体系高温蒸汽氧化行为及氧化动力学的影响。试验后,通过X射线衍射仪、场发射扫描电子显微镜及能谱仪等表征各样品氧化膜微结构特征、氧化层厚度、元素分布及物相组成等,基于氧化膜层厚度构建Cr涂层氧化动力学模型,同步探讨涂层原始厚度对其高温蒸汽氧化-失效微观机理的影响。结果涂层厚度为10μm时,其对锆合金基体保护作用有限,等温氧化2000 s时其表面Cr_(2)O_(3)氧化膜和残余Cr涂层已完全丧失保护功能,锆合金基体被连续氧化。涂层厚度为15μm时,第一阶段,生成保护性能较好的Cr_(2)O_(3)氧化膜,Cr涂层的氧化行为满足抛物线规律;第二阶段,Cr涂层的氧化行为发生转变,氧化膜及其残余涂层保护性能衰退,但锆合金基体始终未被氧化。涂层厚度为20μm时,Cr涂层的氧化行为满足抛物线规律,但氧化行为未发生转变,表面氧化膜及残余Cr涂层保护性能较好。结论Cr涂层厚度增加可在一定程度上提升其抗高温蒸汽氧化性能,进而提高反应堆事故工况下燃料包壳抵御事故的能力,从而在一定程度上延长不干预时间。

切向位移对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳微动磨损的影响

随着核电技术更新迭代,由于传统Zr合金包壳存在安全性能缺陷,核燃料组件安全面临严峻挑战,探索开发新型核燃料包壳管成为核电安全防护领域的重点研究。以Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管(改良型ATF材料)为研究对象,探究切向位移对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管微动磨损行为及磨损机理的影响。采用白光干涉仪表征出Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面磨痕的三维形貌,对Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面磨痕的截面轮廓以及磨损深度进行测算。通过扫描电子显微镜(SEM)和能谱仪(EDS)对表面磨痕的微观形貌以及元素组成进行表征。结果表明:随着切向位移增加最大磨损深度随之增加,微动运行状态由部分滑移逐渐转变为完全滑移,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管表面的磨屑黏着现象逐渐减弱,磨损机理由黏着磨损转变为剥层磨损。所有试验中Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管存在明显的氧化磨损。从微观角度探索了接触模型为GTR构型的改良型ATF包壳材料微动磨损机理以及微动磨损行为,制备的Cr涂层能够提高Zr-1Nb合金包壳管的微动磨损性能,有效延长包壳管的服役寿命。

事故容错燃料锆合金包壳表面Cr涂层厚度设计

在众多事故容错燃料(ATF)概念中,Cr涂层ATF是近期主流的方案之一。在确定了涂层材料和涂覆工艺之后,需要根据Cr涂层ATF的研发指标来设计涂层的厚度,然而目前未有针对Cr涂层厚度研究的公开报道。本文针对Cr涂层开展厚度设计研究,其基本原则是在满足性能指标的前提下,Cr涂层越薄越好,结合国内外相关试验数据,通过计算分析,重点研究Cr涂层厚度在磨损、腐蚀和高温氧化三个方面对包壳的性能影响。当Cr涂层厚度在10μm左右时,其可基本满足ATF设计要求,其中,磨损对涂层损耗最大,其次是大破口失水事故下的高温氧化。此外,还需要考虑涂层厚度不均匀性、涂覆工艺等其它因素对涂层厚度设计的影响。

陆上小型堆烟羽应急计划区划分初步研究

小型堆烟羽应急计划区(EPZ)大小作为其市场推广和应用的重要外部约束条件之一,意味着制定合适的划分准则和确立其大小范围具有十分重大的意义。结合现行大堆烟羽应急计划区(EPZ)的划分准则,本文分析了国内外小型堆烟羽应急计划区(EPZ)划分方法,提出陆上小型堆采用剂量/距离的划分方法。在研究中,基于MAAP程序对某小型堆进行建模计算,从中得出了较为合理的机理性应急源项;并通过大气扩散计算软件MACCS程序进行烟羽应急计划区(EPZ)计算;同时对厂址差异进行相关的灵敏性分析。

Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展

自2011年日本福岛核事故后,事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点,旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一,其中,Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面,对Cr涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。首先,对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点,涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术,同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。其次,简单阐述了Cr涂层微观组织特征,重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为,以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等,并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。最后,对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。

Zr-1Nb合金包壳高温蒸汽氧化行为研究

锆合金因具有热中子吸收截面小、抗中子辐照能力强、导热性能优异等特有的综合性能,被广泛用作水冷堆核燃料包壳材料。近年来,反应堆高燃耗、长换料周期的发展趋势对燃料包壳综合性能提出更高要求。针对新型Zr-1Nb合金包壳开展双面高温蒸汽氧化试验,氧化温度为1200°C,氧化时间为600 s~3600 s不等。试验后,采用扫描电子显微镜、能谱仪和X射线衍射仪表征高温氧化产物膜微观形貌特征、氧化层厚度、元素分布以及物相组成等,建立Zr-1Nb合金氧化动力学模型。研究表明,不同试验条件下,Zr-1Nb合金包壳高温氧化膜均未脱落,包壳内外壁氧化相对均匀,且氧化动力学曲线遵循抛物线规律。

Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为

采用3D光学表面轮廓仪、扫描电子显微镜、电子背散射衍射和能谱仪等测试技术研究了290和310℃下Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与格架在模拟压水堆一回路水环境中的微动磨损行为。结果表明,当Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与对磨副材料(Zr-4刚凸或Inconel 718弹簧)组成摩擦副时,微动磨损机制均以粘着磨损为主,伴随着对磨副材料向Cr涂层包壳管的转移。随温度升高,Cr涂层包壳管表面磨损量增加,其抗微动磨损性能下降,但在试验温度范围内微动磨损机制未发生变化。此外,当对磨副为刚凸时Cr涂层包壳管的磨损程度大于对磨副为弹簧时的磨损程度,这与对磨副的硬度和接触方式有关。

常压下SiC包壳材料表面饱和池式沸腾汽泡行为机理研究

SiC材料是一种耐高温、抗氧化性好的耐事故燃料(ATF)类型,其传热及临界热流密度(CHF)性能是评估材料性能的重要指标,汽泡行为机理研究有助于评估其传热性能。采用常压池式沸腾可视化实验装置对SiC包壳材料汽泡行为机理进行研究,分析了其池式沸腾曲线不同区段中汽泡生长、脱离过程。根据观察到的SiC包壳表面池式沸腾汽泡图像,将整个池式沸腾传热过程分为自然对流区段、孤立汽泡核态沸腾区段、弹状汽泡核态沸腾区段和膜状汽泡核态沸腾区段4个区段。在孤立汽泡核态沸腾区段,SiC包壳表面汽泡生长时间较短、汽泡脱离频率高;在弹状汽泡核态沸腾区段,SiC表面产生大量汽泡,汽泡之间的相互作用剧烈,SiC表面传热较强。建立的接触角与脱离直径关系式可为后续传热模型的建立提供重要支撑。

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO_(2)-Zr燃料,UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。

Cr涂层对Zr-1Nb合金包壳微动磨损行为的影响

采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对磨副为刚凸时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制以磨粒磨损和剥层磨损为主,而Cr涂层Zr-1Nb合金包壳由于表面硬度较高,且表面形成具有保护作用的三体层,其损伤机制以黏着磨损和材料单向转移为主。对磨副为弹簧时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制主要为剥层和黏着磨损,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳主要为磨粒磨损。

Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化动力学及微观机理

Cr涂层锆合金包壳具备抗高温蒸汽氧化性能优异、耐腐蚀和耐磨蚀性能良好、工程应用难度较小等特点,成为最具前景的近期型事故容错燃料候选材料之一。本工作以Zr-1Nb合金管为基体材料,采用磁控溅射工艺制备均匀致密Cr涂层,涂层厚度范围12~15μm。通过同步综合热分析仪开展双面高温蒸汽氧化试验,氧化温度为1000、1100和1200℃,氧化时间为300~5000 s,系统研究反应堆事故工况下Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化行为。采用扫描电子显微镜、能谱仪和X射线衍射仪表征高温氧化产物膜微观形貌特征、氧化层厚度、元素分布以及物相组成等,建立Cr涂层氧化动力学模型,探讨高温氧化机理。研究表明,高温蒸汽环境中,Cr涂层锆合金包壳外壁形成致密Cr2O3层,有效阻止O元素扩散至Zr合金基体,从而提升复合包壳的耐高温性能。其次,Cr涂层高温蒸汽氧化动力学曲线遵循抛物线规律,氧化速率常数比锆合金低大约2个数量级,显著提升锆合金包壳抗高温蒸汽氧化性能。

Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究

2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr_(2)O_(3)层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO_(2)层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。