试验参数对不锈钢包壳管环向拉伸的影响

包壳管是反应堆内重要的安全屏障,其在服役环境下承受一定裂变气体内压,同时面临芯块和包壳间机械相互作用的考验.开展包壳管环向拉伸性能研究,对反应堆燃料组件设计和安全分析具有重要意义.奥氏体不锈钢是快中子反应堆包壳管重要候选材料,具有良好的高温力学性能.本文针对奥氏体不锈钢包壳管高温环向拉伸试验,研究了夹具、标距段宽度和润滑条件等试验参数对包壳管环向拉伸试验的影响.结果表明:三嵌块夹具可以避免试样标距段向内展平,且夹具和试样间摩擦力较小;标距段的宽度对包壳管环向拉伸强度影响不大,但是标距段宽度过大或者过小都会造成试样延伸率下降;夹具与试样间隙的摩擦会增加拉伸载荷,降低延伸率,使用石墨润滑可以有效减小摩擦力的影响.

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。

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。

核电用不锈钢包壳管喷砂处理工艺的得益与局限性

喷砂处理工艺作为包壳管的清洁工序,对改善内壁的表面质量,清除内壁残留物,提高包壳管的超声波检验合格率中起过很大的作用,但它的得益受到了超声检验设备的根本性限制。在检测设备无法改变的前提下,为了避免和减少误判,要进一步提高包壳管的成批合格率必须另找途径,建议采用强制过滤润滑油的办法,以最小的投入获得最高的产出。

上海高泰核电站用不锈钢包壳管通过鉴定

近日，由上海高泰稀贵金属股份有限公司研制的300兆瓦核电站燃料元件用不锈钢包壳管顺利通过了产品合格性鉴定，这标志着中核集团300兆瓦核电站燃料元件用不锈钢管材自此实现自主化生产，具有重要的里程碑意义。

316L控制棒包壳管渗氮防渗工艺技术研究

316L控制棒包壳管离子渗氮过程中使用机械屏蔽不能完全实现屏蔽区无渗氮层,影响后期加工和焊接等工序,为满足管材上端焊接区技术条件要求,针对316L不锈钢管离子渗氮工艺特点,分析上端焊接区渗氮防渗技术,通过化学成分分析、光学显微分析、X射线衍射等试验方法分析防渗涂料成分、管材渗氮层的组织和性能,验证了采用组合防渗(机械隔离+刷涂防渗涂料)工艺技术的实际效果,其可以满足渗氮管上部焊接区防渗的技术条件要求。

UO_(2)-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO_(2)芯块-不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO_(2)芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO_(2)的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。

FeCrAl包壳燃料棒辐照行为研究

铁素体FeCrAl不锈钢具有成为耐事故燃料包壳材料的潜在价值。通过FeCrAl包壳燃料棒堆内性能的初步分析,评估FeCrAl包壳的堆内性能,并对FeCrAl包壳后续的研发及应用提出建议。使用FUPAC程序对FeCrAl包壳燃料棒的堆内稳态辐照行为进行了初步研究。分析结果表明,FeCrAl包壳燃料棒的温度、内压、应力应变均低于设计限值。

基于运行反馈的压水堆氚排放量研究

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。

取消次级中子源对压水堆氚源项的影响分析

在压水堆正常运行期间,氚贡献了压水堆液相流出物总活度的95%以上,是反应堆设计和运行中的关键放射性核素之一。通过对美国在运的8台堆芯设计非常相似的机组2000至2019年期间氚排放数据进行较为深度的数据清洗和分析研究,得出采用不锈钢包壳的Sb-Be次级中子源的氚释放是压水堆机组氚源项的重要来源之一,统计机组中次级中子源产氚贡献平均为7.5 TBq·a−1,结合理论计算,符合当前包壳材料发展和运行管理水平下的渗透比例10%~20%。取消次级中子源约可以降低20%的因氚排放造成的公众剂量,还可以降低氚源项对厂址规划机组数量的制约。此外,研究还发现,氚排放量的显著波动受到液态集中排放的显著影响,特别是在美国压水堆大修之前或期间,这将有助于优化未来机组放射性排放管理。