秦山核电站海域有害盐在带温核级材料表面沉积实验设计

含Cl有害盐在服役构件表面的沉积量,是影响服役构件腐蚀进程的重要因素。秦山核电站临海而建,面临含Cl有害盐沉积引起的腐蚀问题。该文通过实地环境调研,并根据调研结果开展实验室盐雾沉积实验设计,结果表明:以ASTM D1141-98(2021版)标准中的人工海水Cl元素含量为基准,将秦山核电站海域海水各化合物含量乘以4.075 26进行放大,可得到符合ASTM标准设计的盐雾沉积用有害盐模拟溶液成分。之后,该文进一步开展90℃带温核级材料表面有害盐沉积实验,探究临海服役环境下,有害盐在秦山核电站乏燃料贮罐材料(带温核级材料)表面的沉积规律,为开展实际服役环境下的核电站材料服役寿命评估、服役性能评价提供一种实验室设计思路与借鉴。

淹没堆积体附近水流特性研究

堆积体的存在对其附近水流结构产生明显影响,在通过水槽试验数据验证数值模拟结果良好的基础上,开展淹没堆积体附近流场数值模拟研究。结果表明:堆积体在处于淹没状态时,对堆积体顶部以下的水流仍然起到有效调节作用。在近床面流层,高紊动区是主流扩散所导致的,随着流层上升,高紊动区的分布范围和强度主要受到回流区的控制。涡量较大的区域产生于堆积体表面流场、回流区与主流区的交界范围内,由于这两个区域的涡量较大,因此可能更有利于堆积体颗粒的起动及泥沙输移。

A3-3基体石墨的氧化行为（英文）

采用自行搭建的热重实验平台对798~973K温度范围内温度对A3-3基体石墨的氧化行为进行研究,氧化剂为100 mL/min的空气。不同温度下石墨试样均被氧化至失重10%~15%。结果表明,基体石墨的氧化速率（OR）随着温度的升高显著提升,温度为973K时基体石墨的OR约为798K时的70倍。虽然973K时氧气供给速率与平均碳消耗速率的比值仅为4.3,但石墨OR的Arrhenius曲线依然保持了很好的线性关系,表明该温度下基体石墨的氧化机理没有发生改变。在798-973K温度范围内,A3-3基体石墨在空气中的氧化均处于化学区,其活化能为176 kJ/mol,Arrhenius氧化方程可描述为：OR=2.9673×10~8·exp（-21 124.8/T）,单位为wt%/min。与堆内的核级结构石墨相比,基体石墨的活化能相对较低,说明基体石墨在空气中更易被氧化,这主要跟基体石墨中含有未完全石墨化的树脂炭有关。

球墨铸铁高完整性容器(HIC)发展现状与性能要求分析

本文介绍了球墨铸铁高完整性容器的国内外发展现状和适用标准。从球墨铸铁高完整性容器所处环境和所需功能的角度,对材料的抗腐蚀性能、化学成分、力学性能等几方面进行了分析。本文对球墨铸铁高完整性容器的设计具有一定参考意义。

钨在不同损伤程度氦离子辐照后的力学性能变化

采用不同能量和束流的氦离子对再结晶钨表面进行辐照试验,对辐照损伤分别为0.2,0.5,1.0 dpa下钨的微观形貌进行观察,并采用不同半径(1,5,10μm)球形压头对其进行纳米压痕试验,获得压痕应力-应变曲线,探究其力学性能的变化及原因。结果表明:不同损伤程度辐照后钨表面损伤层的厚度为554~558 nm;随着辐照损伤程度的加剧,钨中位错环密度明显增大;辐照后钨的压痕应力-应变曲线均未出现突跳现象,且随着辐照损伤程度的增加,屈服强度提高,压痕弹性模量基本保持不变,辐照后产生的位错环缺陷是引起钨力学性能发生变化的直接原因;钨的力学性能具有压痕尺寸效应,压头半径越小,钨的屈服强度越高,未辐照钨的压痕应力-应变曲线出现突跳现象时的压痕应力越大。

乏燃料干法贮存容器内腔气体杂质含量分析

国内少数核电站已开始采用乏燃料干法贮存技术路线进行乏燃料的中间贮存。为防止乏燃料组件在长期贮存过程中燃料包壳因干法贮存容器内腔杂质中的氧化性气体发生性能降解和破损,导致包壳内的放射性气体泄漏到容器中,需控制容器内腔中的氧化性气体含量。文中根据国内代表性的乏燃料干法贮存容器参数提出容器内腔杂质气体含量分析的包络性假设条件。对容器装料过程中容器内腔杂质气体的来源进行了分析,并预估了装料过程中的杂质气体含量,计算了长期贮存过程中容器内腔气体的最大泄漏量。经过对比分析,得出了容器内腔杂质气体的主要来源,并提出了解决办法,为乏燃料干法贮存装料操作工程应用中的技术指标设置提供了参考。

龙卷风载荷对乏燃料金属干法贮存容器影响研究

目前,国内部分核电站已经开始采取干法贮存的手段将乏燃料进行离堆中间贮存,以解决乏燃料水池面临的满容问题。根据干法贮存容器的相关法规及设计要求,对容器贮存期间在事故工况下受龙卷风载荷的影响进行研究,尤其对金属干法容器在龙卷风事故工况下的安全评价方法进行了归纳。

某型新燃料运输容器结构设计及安全分析研究

目的确定新燃料运输容器设计准则和容器主体方案,研究容器的接口要求和结构形式,完成新燃料运输容器安全分析,使容器能保证新燃料组件的运输安全。方法在研究新燃料运输容器设计准则的基础上,结合法规和用户的要求,为使容器结构保证正常运输条件和运输事故条件下新燃料运输的安全,容器设置了阶梯吸能结构和泡沫铝材料大量吸收冲击和振动能量;容器设计了阻燃隔热结构保证容器在火烧事故条件下内容物的安全,设置了合适的吊篮结构保证组件的临界安全,设置了弹性缓冲结构保证燃料组件在常规运输条件下满足加速度要求。结果完成新燃料运输容器结构的研究,通过容器力学、热工、临界、屏蔽分析,表明了容器结构设计的合理性。结论保证了运输新燃料组件处于次临界状态,符合容器的设计准则。

石墨摩擦性能的研究现状及展望

在高温气冷堆中,球形燃料元件基体石墨的摩擦性能对于燃料循环系统的球流设计和反应堆运行安全具有十分重要的意义,已成为核材料学科的重要研究领域之一。文章介绍了迄今为止国内外石墨摩擦性能的研究进展,对石墨摩擦性能的主要影响因素如外在因素中的环境气氛和温度等进行总结,并对载荷、滑动距离和速度等影响因素进行了阐述。石墨摩擦性能的相关研究结果,可为未来开展高温气冷堆用球形燃料元件基体石墨摩擦性能的研究提供借鉴和参考。通过对比结构石墨IG-11和球形燃料元件A3-3基体石墨在空气中的摩擦行为,进一步说明了针对基体石墨摩擦行为开展研究的必要性。

球形燃料元件基体石墨摩擦磨损性能的研究

利用OHT-1000E型摩擦磨损试验机系统研究了氦气中高温气冷堆球形燃料元件基体石墨在不同温度及载荷下的摩擦磨损性能,并与其摩擦磨损后的微观形貌相结合,对其摩擦磨损的机理进行分析。结果表明：在氦气中,不同温度下基体石墨的摩擦磨损性能差异很大,而且在不同载荷下,温度对基体石墨的摩擦磨损性能影响不同。在低载荷下,基体石墨在400~700℃温度范围的摩擦系数较大,在其他温度范围的摩擦系数都相对较小;在高载荷下,基体石墨在100~200℃和400~700℃温度范围的摩擦系数较大,在其他温度范围的摩擦系数都相对较小,载荷主要影响较低温度（100~200℃）下的摩擦磨损性能。基体石墨的摩擦系数、磨损量及其磨损机理有较好的对应关系：当基体石墨的摩擦系数大时,对应的磨损量较多,磨损机理主要为粘着磨损;当基体石墨的摩擦系数较小时,对应的磨损量也较小,磨损机理主要为磨粒磨损。