事故容错燃料包壳材料在水化学环境中的动水腐蚀试验

为了掌握事故容错燃料(ATF)包壳材料的耐动水腐蚀性能,搭建了专设台架以模拟堆芯部位的热工水力环境和水化学环境。针对普通Zr合金及涂覆Cr金属涂层的Zr合金、FeCrAl合金等ATF包壳候选材料在空管条件和内置电加热棒条件下分别开展动水腐蚀试验。结果表明:这三种材料在水化学环境中经动水腐蚀28 d后表面均未产生明显的氧化膜,表明各材料均有较好的短期耐蚀性;与空管条件相比,在内置电加热棒条件下,Zr合金和涂覆Cr金属涂层的Zr合金表面的颗粒状氧化产物更密集,抗氧化性能更优;在空管条件和内置电加热棒条件下,涂覆Cr金属涂层的Zr合金相较于普通Zr合金具有更好的耐蚀性,但在内置电加热棒条件下,两种材料表面均检测到其他相,有待进一步研究。

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。

耐事故核燃料包壳涂层强度研究进展

耐事故燃料包壳涂层技术是新一代核燃料系统提升事故能力的主流方案之一,具备近年内投入应用的可行性。强度是耐事故涂层包壳性能考核的重要指标,深入研究耐事故涂层包壳力学性能及失效机理对耐事故涂层的设计、制备及安全准则的建立具有重要意义。重点介绍了近年来国内外研究团队及本课题组在耐事故涂层包壳强度研究方面的前沿工作,如耐事故涂层包壳力学性能与失效机理、涂层包壳力学性能原位测试技术与模型、高温服役工况及严重事故工况下耐事故涂层包壳的强度等。

锆合金包壳Cr涂层界面元素扩散行为研究进展

随着核反应堆向高燃耗和更长服役寿命方向发展,对包壳材料的安全可靠性提出了更高的要求。锆合金表面Cr涂层由于其优异的抗高温氧化性能、耐腐蚀性能以及与基体良好的兼容性,被认为是最有前景的耐事故涂层包壳材料。综述了近年来涂层Cr与基体Zr界面元素扩散行为的研究成果,重点介绍了Cr涂层不同状态下的界面结构及演变规律,包括沉积、退火、辐照、氧化等状态。总结了Cr的扩散、分布和金属间化合物Zr-Cr-(Fe)层的生长动力学模型,归纳了界面扩散对涂层结构及性能的不利影响。扩散阻挡层是一种抑制涂层与基体互扩散的有效结构,介绍了阻挡层设计制备原则以及现有的和潜在的金属或陶瓷阻挡层材料,分析了2类典型阻挡层的优缺点。金属阻挡层能抑制Cr的扩散并延迟Cr-Zr共晶反应,但需要考虑中子经济性;虽然陶瓷阻挡层阻隔元素扩散的性能优异,但由于其与锆合金力学性能和热膨胀系数的差异明显,易产生微裂纹,需要考虑其抗裂性。最后提出了采用实验与分子动力学等相结合的多尺度研究方法开展界面研究,同时指出了目前研究工作中亟待解决的关键问题,这为后续的锆合金表面耐事故涂层研究与开发提供了重要参考。

俄利用数字孪生技术开展碳化硅燃料包壳研发

【英国《国际核工程》网站2024年6月20日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)正在利用数字孪生技术推进碳化硅耐事故燃料包壳研发。碳化硅燃料包壳有望彻底消除核电事故的一个重要诱因——蒸汽-锆(传统的燃料包壳材料)反应。然而,这种材料性质特殊,无法沿用传统制造工艺。博奇瓦尔研究所创新性地研发了一种新方法:以碳化硅纤维编织成框架,再用碳化硅基体材料浸渍。

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiC_f/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的^(238)U含量,U^(15)N无明显经济性优势。

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。

耐事故燃料包壳材料FeCrAl合金耐腐蚀性能研究

随着ATF研究的深入及新材料的研发,FeCrAl由于具有高强度、优异的变形能力和抗高温氧化性能而备受瞩目。FeCrAl包壳的耐腐蚀性能直接影响到燃料芯块的安全和性能。为此,本文从其腐蚀行为机理出发,通过对氧化动力学、腐蚀过程及影响因素对其腐蚀行为进行分析,以期为FeCrAl在轻水堆的腐蚀研究提供参考。研究结果表明,FeCrAl合金中Cr元素和Al元素的抗腐蚀机制有差异,在不同氧化介质、不同温度下,FeCrAl合金的腐蚀是复杂的,伴随着不同成分、形态的单层或多层氧化物生成。

耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。

磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为

目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析元素分布。结果氧化前Cr涂层结构致密,没有明显缺陷。氧化后包壳表面形成微观的鼓包、褶皱或裂纹。Cr涂层在1100℃和1200℃氧化3600 s后形成了Cr_(2)O_(3)-Cr-ZrCr2的三层结构。1200℃下,Zr沿Cr晶界扩散到达Cr_(2)O_(3)/Cr界面后将Cr_(2)O_(3)还原,引起局部Cr_(2)O_(3)厚度减小,Cr晶界中的Zr O2则构成了O扩散的短途通道。1300℃氧化1800 s和3600 s后,Cr涂层性能退化,生成外侧ZrO2层。在Zr基体氧含量饱和的过程中,Zr O2生长的抛物线常数kp增大。由于包壳内表面氧化使得β-Zr基体达到氧饱和,因此外侧kp迅速进入二次增大阶段,导致外侧ZrO2生长速度明显大于内侧。结论Cr涂层可以有效提高Zr包壳的抗氧化性能,但经历一定时长高温氧化后将出现性能退化。

铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料事故工况行为研究进展

当前核燃料包壳主要以热中子吸收截面极低、熔点较高的锆合金作为主要构件材料。2011年日本福岛核电站失水事故使人们意识到锆合金在事故工况高温蒸汽环境中会快速氧化失效,并产生氢气造成氢爆。为了应对锆合金包壳材料的这一缺陷,提升核反应堆安全性,耐事故燃料(Accident tolerant cladding,ATF)包壳材料的开发成为了当前研究热点。在锆合金表面制备涂层以提高其抗氧化性能是ATF包壳开发的重要发展方向之一。目前已开发了多种针对锆合金的涂层材料,包括纯金属涂层、MAX相涂层、合金涂层以及氧化物涂层等。在众多涂层材料中,纯铬涂层能有效提升锆合金包壳的抗高温氧化性能和高温强度,且涂层加工方法简单、经济性良好。铬涂层是极具应用潜力的候选材料,也是当前的研究热点。本文以铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的事故工况为主题,综述了铬涂层的氧化动力学、铬-锆中间层生长动力学、铬涂层长期氧化失效机制、诱发铬涂层短期快速失效的因素以及涂层强化机制方面的研究进展,汇总了国内外目前在ATF包壳领域取得的进展,为铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的基础理论研究、关键技术攻关和未来商业应用提供有益的参考。

事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展

2011年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,释放出大量氢气和热量,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响.至此之后,满足反应堆更高安全裕量设计要求的新型耐事故燃料包壳成为了新的研究热点,锆合金表面涂层作为提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一,可有效解决失水事故下锆水严重反应的问题,具有经济性好、易于实现商业化等优点.综述了近年来国内外核燃料包壳锆合金表面涂层的研究现状,重点阐述了涂层的制备工艺、材料种类、组织结构以及应用性能间的关系.研究内容为耐事故容错锆合金表面涂层技术的发展提供了重要参考.

电弧离子镀制备耐事故包壳材料厚Cr涂层及高温抗氧化性能

目的在Zr-4包壳材料表面制备具有耐事故高温性能的抗氧化厚Cr涂层,保护Zr基体,以防止与高温水蒸汽反应。方法采用自主研发的φ155 mm大弧源电弧离子镀技术在Zr-4合金表面制备约20μm的Cr涂层,通过X射线衍射仪(XRD)分析氧化前后的物相变化,通过扫描电子显微镜(SEM)和电子探针(EPMA)研究厚Cr涂层在不同温度下产生的多种缺陷,探究厚Cr涂层对Zr基体的防护机制。结果当涂层沉积速率>3μm/h,制备的Cr涂层均匀致密,结合力优异,具有柱状晶结构,可经受至少15.8%的形变量,其抗塑性形变能力优异。沉积Cr层样品经过1000、1100、1200℃氧化,保温1h后快速冷却至室温,厚Cr涂层分化为Cr Ox层、Cr_2O_3层、残余Cr层和Cr-Zr扩散层。经受苛刻条件(1200℃/3600 s)测试,除保持连续性的氧化层外,在基体上仍残余良好结合的6.8μm Cr层。氧化层两次开裂阻止基体被进一步破坏。Cr-Zr扩散层是由Zr元素向Cr涂层方向渗透生长的。1200℃时,在基体近表面处产生的大尺寸隆起,是由于在近表面处韧性β-Zr(O)相转变为脆性α-Zr相,以及Cr偏聚贫Sn造成的。残余Cr层的柱状晶结构会形成Zr-O扩散通道,对涂层最后失效将起关键作用。结论 Zr合金包壳材料镀覆20μm的Cr涂层具有充分的耐事故能力,在严苛的事故条件测试下,各缺陷均未能使Zr-4合金基体暴露,涂层能够形成有效壁垒,防止锆合金基体暴露造成核事故,阻止基体进一步被破坏。

核电耐事故锆包壳表面涂层研究进展

锆合金表面涂层作为一种短期内最易于实现商业化工程应用的耐事故包壳材料,已成为国际上新型核电燃料元件研发的热点。综述了近年锆包壳表面涂层研究已取得的重要研究成果。阐述了锆合金表面涂层材料的发展,包括MAX相、Cr系、陶瓷和FeCrAl合金等,重点分析了金属Cr因易于获得高质量涂层,且具有优异的耐腐蚀、耐高温氧化等性能,成为耐事故锆包壳表面涂层的首选材料。讨论了锆合金表面Cr涂层沉积技术的发展,包括物理气相沉积法、冷喷涂、激光熔覆和等离子喷涂等,着重分析了不同的科研机构均形成了各自的涂层锆管研发路线。评价了锆包壳表面Cr涂层的关键应用性能,重点分析了高温氧化–脆化、腐蚀、环压、磨损以及高温爆破等条件下的表面涂层效应。水蒸气环境中表面Cr涂层可有效阻止氧元素向锆基体的扩散,高温氧化–淬火后锆基体内残留了大量β–Zr相,涂层锆管仍具有一定的残余塑性;小变形工况下表面Cr涂层与锆基体间具有良好的膜基协同变形能力;Cr涂层对锆管基体具有一定的表面强化效应,一定程度上可改善涂层锆管的高温爆破性能;堆内辐照后Cr–Zr界面成分、微结构稳定性良好,21%环向肿胀后表面Cr涂层依然未剥落。最后,总结与展望了锆包壳表面Cr涂层的科研成果与研究方向。

大破口失水事故过程中燃料包壳鼓胀爆破模拟

为了模拟大破口失水事故中包壳鼓胀爆破大变形过程,利用圆筒厚壳应力计算公式,结合包壳材料塑性应变曲线及“流动法则”,开发包壳大变形计算模块。通过耦合燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC(Fuel Transient Performance Analysis Code),考虑了包壳变形对间隙传热及包壳温度的影响,完成事故工况下包壳鼓胀失效行为模拟。采用燃料试验数据对程序计算结果进行验证,结果表明包壳鼓胀大变形计算模块能够较好地预测包壳变形及失效过程,计算结果合理可信。

反应性引入事故下压水堆燃料包壳热工与力学性能耦合分析

在反应性引入事故(RIA)过程中燃料包壳和冷却剂之间会发生强烈的能量交换。分析和计算RIA事故过程中燃料包壳的传热和力学特性对新燃料包壳的开发和防止包壳在RIA过程中的破损具有重要的意义。本研究开发了反应堆热工水力和结构力学耦合分析平台,来分析压水堆燃料包壳在RIA过程中由于包壳和冷却剂之间的传热而引起的热应力。研究发现随着堆芯功率的快速增加燃料包壳内外壁面的温差也迅速增加,并在10 ms内达到其最大值,包壳的等效热应力约为50 MPa,对应的应变率在0.05~0.1s-1范围内。本研究对认识RIA过程中燃料包壳的应力和破坏机理有重要的意义,开发的软件平台可用于事故容错燃料在RIA过程中的性能评价。

核燃料包壳锆合金表面铬涂层研究进展

锆合金凭借其较低的热中子吸收截面、优异的抗辐照性能以及良好的核燃料相容性等优点,被广泛应用于压水堆燃料包壳。福岛核事故后,表面铬涂层改性的锆合金成为耐事故包壳材料的重点研究方向之一,被认为是短期内最有可能投入商业应用的技术。综述了近年来核燃料包壳锆合金表面铬涂层的研究成果。介绍了铬涂层在事故条件下和正常工况条件下的性能优势,分析了其与锆合金基体在热性能上的匹配特性,重点对比了现有的铬涂层制备方法的优缺点,包括激光熔覆、喷涂、物理气相沉积等。其中激光熔覆和喷涂技术具有沉积速度较快、工艺条件相对简单的特点,但涂层厚度和粗糙度偏高,均匀性较差。物理气相沉积技术制得的涂层综合性能好,不足之处是涂层沉积速率较低,沉积过程需要高真空环境。兼顾高质量和低成本且适合商业化生产的包壳管表面铬涂层制备工艺仍有待于深入研究。归纳了铬涂层的高温氧化失效机制,提出在高温氧化过程中,涂层的分层、残余铬层的消耗以及锆元素沿铬晶界的扩散,是产生氧快速扩散通道并最终导致涂层失效的主要原因。最后指出了当前研究中存在的若干问题及其解决措施,为包壳锆合金表面铬涂层的进一步研究提供参考。

碳化硅复合材料包壳燃料棒在LOCA事故中的特性研究

碳化硅复合材料具有热膨胀系数低、中子吸收截面低、抵抗热冲击、高温下耐腐蚀、强度高等特点,是反应堆耐事故燃料的候选材料之一。为分析碳化硅复合材料包壳燃料棒在失水事故下的综合性能,利用公开文献实验数据,拟合碳化硅复合材料物性公式,用FRAPTRAN对比分析与Zr4包壳燃料棒在同种工况下的性能差异。本文整理的公式和使用的方法可初步用于分析碳化硅复合材料燃料棒的综合性能。计算结果表明:在失水事故中,碳化硅复合材料的燃料棒失效时间长,平均温度低,可有效延缓事故进程。

应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展

高熵合金是一种新型合金,因具有多种优异性能而受到广泛关注。将高熵合金涂层应用于事故容错燃料组件强化涂层、旨在延缓失水以及超设计基准事故进程、并提升反应堆运行性能表现的新型涂层。本文旨在报道应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展,并总结出现阶段存在不足以及未来发展方向。