核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验

为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。

核动力反应堆压力系数测量

介绍了核动力反应堆压力系数测量方法.该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好.获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义.

2MeV质子辐照对Zr-4合金显微组织的影响

通过密西根大学离子束表面改性和分析实验室的大束流加速器研究了Zr-4合金的质子辐照效应。结果表明:当原子离位损伤率约1×10-5 dpa/s,在350癈 质子辐照损伤分别达到2dpa、5dpa和7dpa时,辐照后位错环的密度分别为7×1021/m3、8×1021/m3、15×1021/m3,尺寸分别为7nm、11nm和11nm,表明位错环的密度和尺寸随质子辐照注量有增加的趋势。辐照前后的明场像、高分辨相和电子衍射花样均表明,在350癈 2MeV的质子辐照没有使锆4合金中的hcp-Zr(Cr,Fe)2和fcc-ZrFe2沉淀相发生非晶化转变。

核工业用高性能锆合金的研究

介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果。我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金。新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金。

Zr-Sn-Nb合金包壳管氢化物应力再取向样品制备

锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形式析出,会明显降低锆合金的塑性,氢脆的程度不仅取决于氢化物的数量,更取决于氢化物的形貌和取向。锆合金包壳管氢化物分布及应力再取向规律的研究具有重要的工程意义。文章通过建立模型,结合实验,对锆合金在氢氩混合气中渗氢形成的氢化物形貌特征及机理进行研究。结果表明:从进气口开始,沿水平直径方向,气体流速成抛物线递减,导致氢化物分布不均匀。在氩气中保温足够长时间,以低速率降温后,氢在锆合金包壳管中充分扩散,氢化物才能均匀分布。

氢对核用锆合金力学性能的影响

锆合金因其低热中子吸收截面、优异的高温力学性能和耐腐蚀性能而被广泛应用于核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆芯结构材料。但反应堆运行期间锆合金吸氢将影响其力学性能,甚至导致其失效。本文从吸氢机制和吸氢后锆合金力学性能改变两个方面出发,概述了吸氢锆合金力学性能的变化规律。锆合金吸氢更多表现为力学性能的下降,包括拉伸性能、内压爆破性能、蠕变速率和疲劳寿命等;而固溶氢在某些方面上对锆合金表现出与氢化物不同的影响规律,被认为可以通过激活位错运动机制来提高合金的蠕变速率,延长疲劳寿命等,因此可通过控制锆合金中的氢含量而获得力学性能达到工业要求的合金。后续除完善现有实验数据外,有必要分别深入研究氢化物及固溶氢对锆合金力学性能的影响机制。

基于有限元法(FEM)的Zr-4合金管材氢化物取向因子研究模型

锆合金管材中的氢化物对锆材基体的力学性能有显著影响，过量的氢化物会导致锆合金管材断裂韧性和最终抗拉强度的降低，造成锆合金燃料结构材料和包壳材料的破损，严重成胁着核动力反应堆的安全、本文研究了矫直压下量对Zr-4合金管材氢化物的影响规律，并采用有限元（FEM）的方法对矫直过程中的Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变进行模拟和分析实验和仿真结果表明：在矫直压下量为1、7mm的条件下，随着矫直辊压下量的逐渐增大，Zr-4合金管材微观表面的等效塑性应变相虚增大，从而造成管材内部氯化物FN45°数值的增加基于FEM的Zr-4管材模型分析结果和实验结果相一致，为进一步研究矫矗压下量对Zr-4管材氢化物的影响提供一种新方法，

印度加快核电建设

印度科学家依靠本国技术建造的首座540MW加压重水反应堆（PHWR）已达到临界点。这座核电站位于印度马哈拉施特拉邦的塔拉普尔，它也是印度至今自行设计建造的最大的核动力反应堆。该核反应堆的试运转在技术和管理方面实现了多项突破，反应堆的设计结合了现有加压重水反应堆的所有基本特色，如现有的220MW装置的安全特点，多种快速反应独立关闭系统、高压堆芯紧急冷却系统、双重密封、有冗余多样性等安全目标的辅助控制定、避免常见故障等，都已融入到540MW装置的设计制造中。另外，通过设计创新提高了核电站零部件的国产化。

美国USEC公司赢得向韩国公共事业公司提供浓缩铀合同

全球著名的铀燃料供应商美国USEC公司赢得向韩国公共事业公司提供价值4亿美元浓缩铀的合同，借以帮助运转韩国的核动力反应堆。该公司称，与总部设在汉城的韩国水电与核电有限公司（Korea Hydro ＆ Nuclear Co．Ltd．）签订的这项合同将延续到2013年。韩国水电与核电有限公司说，这项交易对韩国十分重要，因为韩国的20家轻水反应堆核电站所提供的电力占该国供电总量的40％以上。

能源未来,我们的未来

根据《BP世界能源统计2013》数据显示，截至2012年底，我国的天然气探明可采储量为3．1万亿m^3，居世界第13位。据相关数据显示，全球首座商用核动力电站开始于20世纪50年代，目前全球有445座商用核动力反应堆在31个国家运行，总装机容量达387GW，另有64座在建。

当今世界各国核电发展情况介绍

据2016年6月15日《北极星电力会展网》报道，目前全球有445座商用核动力反应堆在31个国家运行，总装机容量达387GW，另有64座在建。作为持续、可靠的低碳能源，核电已向全球提供超过11％的电能。全球16个国家在很大程度上依赖于核电，其核电占比超过本国电力供给的1／4。法国电力来源中，核电贡献3／4左右；比利时、捷克、芬兰、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亚。

轻水堆核电站大口径管道部件的制造方法

一、前言 目前世界上广泛应用的核动力反应堆类型，主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件，分为两种：一种叫压水堆，不允许载热剂水在堆内气化，整个系统保持在高压状态下工作。另一种称沸水堆，允许水在堆内沸腾。大功率压水堆核电站一回路系统，

NaI(Tl)对6.13MeV-γ射线的长管体源的探测效率的测量

导出了核动力反应堆一回路16N的泄漏率与γ射线探测器的计数率、高压蒸气流速、16N的衰变常量及其发射γ射线的概率和效率的关系式,并得出效率与高压蒸气流速和16N的衰变常量等无关的结论.用发射6.13MeV-γ射线的PuC点源测量了NaI(Tl)探测器对长管体源的相对效率的空间分布和参考点的绝对效率,据此计算出长管体源的效率,效率的测量值与MC法的计算值在7%之内符合.分析了6.13和7.12MeVγ射线的效率差异对16N泄漏率和Compton小角散射的次级γ射线对收敛长度的影响.