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。

燃料包壳腐蚀结垢机理及影响因素研究

燃料包壳结垢引起的腐蚀异常是导致燃料棒失效的重要原因之一。由于一回路水化学、反应堆运行模式、系统设备的更换、燃料设计和堆芯燃料管理等多种因素的综合作用,一回路系统释放的腐蚀产物(又称为污垢)会沉积在堆芯上部的燃料棒包壳表面,大量腐蚀产物的沉积会导致燃料棒包壳表面局部温度升高,引起包壳腐蚀加速,严重情况下会导致燃料包壳失效。本文对燃料包壳的腐蚀结垢机理进行研究,同时对其影响因素进行确定,为燃料包壳腐蚀结垢模型的建立奠定基础,对燃料棒综合性能分析中腐蚀模型的优化具有重要意义。

污垢沉积对燃料包壳性能影响研究

压水堆(PWR)一回路系统释放的腐蚀产物(又称为污垢)会沉积在燃料包壳表面。大量的污垢沉积不仅能够引起堆芯轴向功率偏移异常(AOA,Axial Offset Anomaly),还会导致燃料包壳表面局部温度升高,从而引起包壳氧化加速,严重情况下会导致燃料包壳腐蚀失效。燃料包壳垢致局部腐蚀(CILC,Crud-Induced Localized Corrosion)是导致燃料棒失效的重要原因之一。本文基于Ⅲ级污垢沉积风险评估方法,对某典型PWR电厂开展污垢沉积对燃料包壳性能影响的研究,评估各循环期间堆芯污垢最大沉积厚度以及污垢对燃料包壳氧化膜厚度的影响,为评估堆芯CILC失效风险提供依据。

压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究

燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。

俄碳化硅燃料包壳完成初始辐照测试

【俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所网站2023年7月19日报道】俄罗斯核反应堆研究所(NIIAR)BOR-60研究堆近期完成对碳化硅燃料包壳样本的初始辐照测试。碳化硅包壳是博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)研发的两种耐事故燃料技术之一。碳化硅材料具有较高的机械强度、耐磨性、导热性、耐腐蚀和抗辐射性,但同时也存在脆性和塑性差等问题。博奇瓦尔研发的碳化硅包壳具有独特的塑性,可显著提高燃料包壳耐用性。博奇瓦尔研发的另一种耐事故燃料技术是硅化铀芯块。

超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计

应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M(铁素体/马氏体)钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明:Cr是决定高Cr低活性实验钢中奥氏体Cr固溶量以及钢中是否出现铁素体的最重要影响因素;W和C对实验钢铁素体相的出现有显著影响,而Mn的影响相对较小;W对实验钢中Laves相出现的温度范围及数量具有显著影响,Laves相消失的临界温度随W量降低而降低;在不采用Co、Ni等奥氏体形成元素且不增加Mn量的情况下,通过调控W、C等含量,Cr含量≥11%的Cr-W-C-Mn系低活性F/M钢即可获得全马氏体组织。

PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽反应研究

文章描述PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽的氧化反应行为。国产Zr-4包壳管在900-1500℃流动水蒸汽中的等温反应速率在1000℃以上遵循抛物线规律,ZrO_2层、α-Zr(O)层和ZrO_2+α-Zr(O)层的成长在此温度以上也遵循抛物线规律,其速率常数分别为:K,(O_2)=4.98 ×10~5exp(-20907/T),mg^2·cm^4·s^(-1);K,(ZrO_2)=0.0104exp(-17592/T),cm^2·s^(-1);K,(α-Zr(O))=0.6407exp(-23207/T),cm^2·s^(-1);K,(ξ)=0.3025exp(-20194/T),cm^2·s^(-1)。高温水中形成的氧化膜使1100℃以下的锆合金与水蒸汽的反应速率降低,不同表面处理和热处理对其影响极小。Zr-2和Zr-4在高温水中的氧化速率无明显差异,Zr-2.5Nb抗高温水蒸汽的氧化能力优于Zr-2和Zr-4。Zr-4合金在高温水蒸汽中的氧化增重超过35mg·cm^(-2)时,氧化膜易出现剥落和破裂。

反应堆冷却剂部分丧失时燃料包壳完整性分析方法

本文介绍了冷却剂部分丧失时压水堆燃料包壳完整性分析方法,提出了关于包壳腐蚀与吸氢、包壳强度、包壳瞬时坍塌与蠕变坍塌的判定准则与分析模型,并给出了后两个分析模型的验证结果。

核燃料包壳材料Zr－4合金的缝隙腐蚀

采用模拟闭塞电池及动电位扫描法研究堆外模拟辐照与未辐照的Ｚｒ－４合金在水中的缝隙腐蚀敏感性结果表明，当电流通过闭塞区时，溶液ｐＨ值随时间下降，在闭塞区内Ｃｌ－的浓度随时间呈线性增大，而且经辐照的Ｚｒ－４合金闭塞区溶液的ｐＨ下降及Ｃｌ－增浓均比未经辐照的显著动电位扫描法倒Ｚｒ－４合金模拟闭塞区溶液中的阳极极化曲线和线性极化的结果与模拟闭塞电池法的结果基本一致。

水压试验对燃料包壳管残余应力影响研究

针对燃料包壳管设计两组水压试验方案,对两组水压试验前后燃料包壳管残余应力进行测量,对比分析水压试验对包壳管残余应力的影响。分析结果表明:燃料包壳管水压试验后轴向残余应力减小,环向残余应力增加;水压试验使得轴向残余应力在水压试验后得到部分释放,但使得径向残余应力由于水压试验加压的原因而残余应力少量增加;水压试验中压力大小对包壳管残余应力的影响较保压时间更明显。

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。

压水堆燃料包壳锆同位素共振计算研究

锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变,以及较好的中子学性能等特点,被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件。从中子物理学角度,锆同位素在中能区存在较为明显的共振现象。工业应用广泛的传统等价理论共振方法只考虑燃料区的共振效应,对于包壳材料中锆同位素的共振现象,通常予以忽略,或简单以典型参考背景截面(通常为3×10-22 cm2)下产生的微观截面来考虑。这些传统处理方式可能会导致多达200~300pcm的反应性偏差。因此,基于对影响压水堆燃料包壳锆同位素有效共振截面的各种主要因素的分析,本文确定了一种预制截面表的锆同位素共振计算方法。数值结果表明,这种共振处理方法可提供较为准确的锆同位素多群微观截面,并能有效改善组件无限增殖因数的计算精度。此外,也对这种方法在弥散型燃料锆基体共振计算中的适用性进行了探讨。

粉末冶金法制备核燃料包壳FeCrAl合金研究进展

燃料包壳是核反应堆安全运行的重要保障。福岛核事故后,国内外开展了大量新型事故容错燃料包壳的研发工作。由于具有抗高温氧化和高强度等优异的综合性能,FeCrAl合金已成为新一代事故容错燃料包壳的重要候选材料之一。经过多年积累,核燃料包壳FeCrAl合金的设计和制备研究已取得一定进展。利用粉末冶金方法制备性能更为优异的氧化物弥散强化FeCrAl合金前景广阔,受到国内外学者的广泛关注。本文综述了核燃料包壳FeCrAl合金的成分设计、熔炼制备和粉末冶金制备的研究现状,分析了不同方法制备合金的组织性能及存在的问题,对未来核燃料包壳FeCrAl合金的设计和制备进行了展望。

燃料包壳管超声波幅与缺陷深度对应关系

燃料包壳管作为燃料芯块的密封外壳,长期运行在高温、高压、强辐照、循环水流冲刷及腐蚀等恶劣环境下,其一旦破裂,将污染整个回路。为保证包壳管的安全性和可靠性,在其生产制造过程中,往往采用多种检测方法对其进行检测,而超声波检验是非破坏性检验最有效、工程应用最多的手段之一。超声波检验主要是通过将包壳管内自然缺陷的反射波幅与标准伤的反射波幅进行比较来判定包壳管的合格性。根据超声波检测理论可知,自然缺陷反射波幅的高低与缺陷形状、取向、尺寸(长度、深度及宽度)等均有关,仅仅通过缺陷反射波幅很难准确判定缺陷的实际深度。为此,本实验针对核燃料包壳管超声波检测中缺陷反射波幅与缺陷深度的对应关系开展研究,采用CIVA仿真模拟软件仿真模拟与金相解剖验证相结合的方式开展研究。研究结果表明:通过CIVA模拟发现,当缺陷取向为0~68°时,燃料包壳管超声波检验缺陷反射波幅与其深度基本成对数递增关系;金相解剖发现,总体上缺陷反射波幅随缺陷深度的增加而增大;模拟结果与金相解剖结果较吻合,原有判废线均能有效发现深度大于30μm的缺陷。

Zr-4合金燃料包壳环向拉伸数值模拟分析

阐述了Zr-4合金燃料包壳环向拉伸的重要性。建立了拉伸夹具和包壳试样的有限元模型。对包壳应力应变分布,夹具与试样的接触应力、摩擦应力、滑动位移及接触状态进行了分析。对比分析了不同尺寸的包壳试样拉伸后应力分布特征,以及相同尺寸情况下,模拟包壳试样与物理实验试样拉伸后的典型形貌特征。

不同燃料包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为研究

压水堆一回路材料腐蚀产物在燃料包壳表面沉积会形成燃料污垢。燃料污垢可能引起垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)和包壳垢致局部腐蚀(Crud Induced Localized Corrosion,CILC)。腐蚀产物的沉积与燃料包壳表面特性相关,例如表面粗糙度等。Cr涂层锆合金是一种典型的事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳。Cr涂层可能改变锆合金包壳表面的特性,进而改变腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积行为。本论文通过试验研究了锆合金包壳和Cr涂层锆合金包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为。试验后采用扫面电子显微镜(Scanning Electric Microscope,SEM)对污垢的表面和截面的形貌和成分进行分析。结果表明,Cr涂层锆合金包壳表面污垢成分含有Cr元素;Cr涂层锆合金包壳表面污垢无明显烟囱状结构,锆合金包壳表面烟囱状结构明显,且烟囱面密度约为127个/mm^(2);Cr涂层锆合金包壳表面污垢平均厚度比锆合金包壳表面的污垢厚度减小约6μm。

核燃料包壳管的阵列涡流检测

为研究阵列涡流技术在核燃料包壳管在线检测中的适用性,采用阵列涡流检测设备在人工缺陷对比样管上开展了检测能力验证试验。试验结果表明,对于壁厚为0.55 mm的核燃料包壳管,该方法可准确识别φ0.2 mm的通孔以及深度为壁厚的10%、宽为0.2 mm、长为3 mm的内外壁周向槽和轴向槽等人工缺陷。

核燃料包壳用锆合金领域在华专利分析

为了实现中国核电"走出去"的国家战略目标,作为核电关键材料——核燃料包壳用锆合金的耐水侧腐蚀等性能对提高我国核电技术市场竞争力至关重要,本文对核燃料从年度、地域分布、重要申请人及其研究方向等进行多维度的统计分析,并在此基础上为该领域发展提出建议。

核燃料包壳鼓胀爆破国外研究情况综述

在压水堆的设计基准事故中,冷却剂丧失事故有着非常重要的地位,其后果非常严重。为了确保可冷却的几何形状和长期冷却的能力,进行鼓胀爆破试验是必要的。为此,文中对核燃料包壳鼓胀爆破国外研究情况进行介绍,为国内相关研究提供借鉴。

压水堆核电厂燃料包壳破损的定性分析

压水堆核电站与其他能源设施相比,最大的特点就是运行时会产生大量放射性物质。放射性物质通过三道安全屏障进行包容,而包容的第一道屏障是燃料包壳,但近几十年来国内外核电站多次发生燃料包壳破损事件。针对该问题结合国内A核电厂1号机组调试期间发生的燃料包壳破损事件,分析了燃料包壳破损定性判断的方法,并阐述判断方法的原理。