耐事故燃料锆合金包壳MAX相材料Cr_(2)AlC涂层的研究进展

MAX相材料是一种三元层状结构类金属陶瓷材料的碳/氮化物,兼具金属和陶瓷的优良性能,MAX相材料Cr_(2)AlC涂层材料因其优异的抗氧化性、耐腐蚀性和耐辐照性而具有应用于耐事故燃料锆合金包壳的潜力,本文综述了该领域MAX相材料Cr_(2)AlC涂层材料的研究进展,总结了Cr_(2)AlC涂层材料的氧化行为、腐蚀行为、失效机制和改进方向的进展情况。调研表明,对涂层进行表面改性,如引入中间层和在其表面添加金属层等,可增强涂层的抗氧化和防腐蚀性能。本文通过对现有文献的调研,论述Cr_(2)AlC涂层的优点和弊端,为进一步在航天、化工、核工业等领域的工程应用提供参考。

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。

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。

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。

ATF燃料对小型压水反应堆系统简化的影响分析

ATF燃料作为具有优良性能的新型燃料,对于小型模块化压水反应堆的系统简化和经济性提升有很大的作用。文章通过分析现有小型压水堆的工艺系统配置和设计特征,从ATF燃料的特征出发,对系统简化提供了很多解决办法和思路,从而对小型压水堆的经济性提升产生很大助力,对小型堆走向国内和国际市场有很大的帮助。

耐事故燃料包壳用FeCrAl不锈钢的研究进展

3.11日本福岛核事故后,国内外围绕提高核燃料元件的事故包容能力和固有安全性课题开展了大量的耐事故燃料(ATF)的研发工作,其中性能更先进的包壳材料是ATF研究的前沿和难点。Fe Cr Al合金优良的高温性能结合管材制备工艺的技术成熟度和经济性,促使该合金包壳成为近期ATF包壳研发的首选目标。简介了国外在ATF包壳候选材料的筛选和Fe Cr Al不锈钢上的研究进展,综述了ATF包壳用Fe Cr Al不锈钢高温蒸汽氧化性能、力学性能、中子辐照性能和应力腐蚀性能等方面的研究现状,指出了Fe Cr Al包壳研制和工程应用等方面需突破的关键技术和研究方向,其中成分优化控制及制备工艺、中子辐照性能和应力腐蚀性能等工程应用的评价是未来研究的重点和难点。

耐事故燃料双重非均匀性RPT方法研究

采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物,但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物,传统RPT方法也会带来较大的计算偏差。本文对新型RPT方法进行了初步探索,使其不仅适用于传统RPT方法适用的弥散燃料和弥散可燃毒物类型,也适用于硼等吸收截面随燃耗变化相对剧烈的可燃毒物,为RPT方法的扩展和应用提供思路和借鉴。

耐事故燃料研究方向及进展

2011年的福岛核电厂事故堆芯熔化,发生氢爆,导致大量放射性物质外泄至大气及太平洋中,促使核能的安全利用问题受到广泛关注,大量的研究投入进入该领域,促使了ATF燃料(Accident Tolerant Fuel)概念的确立,并被广大研究人员了解并重视。ATF旨在提高燃料在事故工况下的可靠性与安全特性,减少事故工况下燃料失效概率及产氢量,同时在正常运行工况下保持其良好的运行特性。本文主要介绍了美国、法国及韩国等国家近几年的ATF研发方向及进展,以及它们最具特色的ATF燃料芯块及包壳。

耐事故燃料控制棒备选材料的燃耗分析

为从中子学角度对耐事故燃料控制棒备选材料进行评价,本文将稀土元素的倍半氧化物(Eu_(2)O_(3),Gd_(2)O_(3),Sm_(2)O_(3),Dy_(2)O_(3),Er_(2)O_(3))、Hf及HfO 2等材料的控制棒分别置于相同的全陶瓷微胶囊封装燃料组件中,使控制棒所处组件的累积燃耗达到200 GW·d·t^(-1),采用可执行精细燃耗计算的蒙特卡罗程序RMC,计算了燃耗过程中控制棒价值的变化情况,并与传统的控制棒材料Ag-In-Cd的燃耗行为进行了对比分析。结果表明,Eu_(2)O_(3),Dy_(2)O_(3),Sm_(2)O_(3)和Hf的初始反应性均不低于Ag-In-Cd的反应性,且随着燃耗加深,控制棒价值的衰减相对缓慢,尤其是Eu_(2)O_(3)和Dy_(2)O_(3)的控制棒价值随燃耗加深几乎无衰减,有利于堆芯反应性控制,是优良的控制棒材料。

耐事故燃料用碳化硅包壳材料的热扩散连接技术

碳化硅及其复合材料是最可能用于核电耐事故燃料的包壳材料。从核燃料元件包壳材料的需求出发,利用钛箔作为连接介质,采用热扩散连接技术对碳化硅的密封连接进行了研究。实验结果表明,扩散温度为1500℃,压力为10 MPa,连接时间1h,能够获得稳定的碳化硅连接样品。连接样品的平均剪切强度为88.63 MPa。显微分析表明C和Si元素在Ti箔中发生扩散,并与Ti发生反应形成稳定的连接界面,连接层边缘主要为Ti3SiC2相,连接层中心由Ti和TiC组成。

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。

耐事故燃料芯块的制备方法与研究进展

福岛核事故发生后,为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的耐事故燃料成为核行业研究热点。本文介绍了以BeO、SiC掺杂为代表的热导增强型UO_(2)芯块、高铀密度高热导燃料芯块和全陶瓷微封装燃料芯块,总结了耐事故燃料芯块的优势特性、热导率、制备方法和研究进展,分析和展望了耐事故燃料芯块的现有问题和应用前景,以期为耐事故燃料芯块的研究提供参考。

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。

UN基事故容错高铀密度核燃料芯块研究进展

福岛核事故之后,为了提高轻水堆运行的安全性和经济性,高铀密度核燃料芯块(高铀密度芯块)成为事故容错燃料(ATF)的重要研究内容之一。然而,高铀密度芯块应满足的最基本准则、表征其核心性能的有效指标、研发中需要解决的重要问题等关键性、基础性问题尚未理清。本文从最初作为ATF燃料的U_(3)Si_(2)的研究进展入手,分析高铀密度芯块研发的内在逻辑,总结出最基本准则及其有效表征指标;从UN基高铀密度芯块的研究进展梳理研发的方向和需要解决的关键问题,为高铀密度芯块开展基础研究、性能实验和关键技术攻关提供有益参考。

美耐事故燃料先导组件完成首个换料周期辐照试验

【世界核新闻网站2020年2月26日报道】美国全球核燃料公司(GNF)耐事故燃料先导组件在完成首个换料周期的辐照试验后,于近期从哈奇1号机组堆芯卸出。哈奇1号机组是一座1974年投运的876MWe沸水堆。这批先导组件于2018年3月在哈奇1号机组启动辐照试验。

耐事故燃料研发进展及技术发展趋势

耐事故燃料(ATF)研发已成为后福岛时代国际燃料界一个新的研究方向,其内容涉及先进包壳材料、新型燃料的研发。经过十余年的全面系统研究,以美国、法国为代表的国际核燃料界在近期解决技术方案上取得了重要进展,对中远期的技术方向也更加聚焦。本文主要综述了国内外在ATF包壳材料(包括Cr涂层、FeCrAl合金与SiC复合材料)、燃料方面[包括增强型UO2、高铀密度燃料和陶瓷基包覆颗粒弥散(CDM)燃料]研究取得的重要进展、面临的挑战及后续技术发展趋势。

耐事故燃料UN芯块研究进展和发展趋势

UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块,是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升反应堆安全性利大于弊,总体上有利于促进堆芯事故工况下的安全性,具有降低芯块运行温度、减少事故下储能释放的显著特点,需要解决的主要问题是抗水腐蚀性能差和^(15)N富集成本高,对于提升抗水腐蚀和抗氧化性能的可能解决方案包括掺杂或添加抗氧化成分,高成本问题需要降低^(15)N富集成本。本综述较为全面地总结了UN芯块整体研究进展和发展趋势,对于理解其作为抗耐事故燃料芯块的可行性和存在问题提供参考。

耐事故包壳中子经济性分析

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故。本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下组件循环长度,以及固定包壳厚度时,达到要求的循环长度所需的燃料富集度。通过研究发现,包壳经济性由高到底排序为:SiC>SiC涂层>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。研究结果对耐事故包壳用于压水堆核设计具有借鉴和指导意义。

事故容错燃料包壳候选材料的研究现状及展望

2011年福岛核电站事故中,反应堆堆芯燃料中的锆合金包壳在事故工况下与高温水蒸汽发生剧烈氧化反应继而产生大量的氢气和热量,最终导致反应堆堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成极大负面影响。自此之后,国内外纷纷展开对事故容错燃料的研究开发。相较于传统的UO2-Zr合金燃料体系,事故容错燃料能够在反应堆正常运行工况下维持或提高燃料性能,并在事故发生后相当长的一段时间内维持堆芯完整性,提供足够的时间裕量来采取事故应对措施。反应堆堆芯环境非常极端,包壳长期处于高温高压腐蚀介质中,同时还受到中子辐照的影响,因此新型包壳材料需要较好的耐腐蚀性和辐照稳定性。经不同研究者的研究评估,目前能够替代Zr合金的事故容错燃料包壳材料可分为陶瓷材料和金属材料两类:陶瓷材料主要以SiC/SiC复合材料为代表;金属材料主要有以FeCrAl为代表的Fe基合金和以Mo为代表的难熔金属及其合金。上述三种替代Zr包壳的材料各有其利弊,均未达到工程应用水平,并且都存在待解决的关键性问题。其中,FeCrAl合金的研发进展最快,目前在热学性能、力学性能、抗腐蚀性能、抗辐照性能等方面表现较好,但在工业加工和焊接等方面仍有待进一步改善。就SiC/SiC复合材料而言,由于SiC自身的高脆性而导致力学强度不足,不同的研究者提出了不同的结构设计思路试图降低包壳管失效概率,但包壳最终的结构设计仍未确定,而辐照引起的热导率急剧降低及连接密封和加工制造等方面还在不断研究中。Mo及Mo合金的力学性能和抗辐照性能较好,但自身抗腐蚀性较差,解决思路主要集中在提高钼纯度、调整合金的元素成分、进行表面涂层等方面。目前,对后两种材料包壳管的加工能力均未达到薄壁长管的工业制造水平。对于这几种候选包壳材料,需要建立属性数据库和一套完善的标准来衡量材料的质量。此外,还需开发相应的程序来评估包壳在堆内的行为。本文主要综述了SiC/SiC复合材料、FeCrAl合金、Mo及Mo合金三种候选包壳材料的研究进展,包括候选包壳材料的物理性质、耐腐蚀性能、力学性能、抗辐照性能、芯块-包壳力学与化学相互作用、在事故工况下的行为和工程应用等,综合分析了事故容错燃料包壳材料当前的研究现状,指出了各事故容错燃料包壳未来需集中解决的关键性问题。

基于光热反射技术的耐事故核燃料导热性质研究

为改善新型耐事故核燃料的导热性能,提高导热性能测试方法的检测效率和测试精度,本文介绍了具有高空间分辨率和高测试频率的光热反射技术,阐述了此类技术的基本原理、实验装置和测试方法,重点介绍了针对核燃料研究所发展的空间域光热反射技术。以离子辐照样品和包覆核燃料涂层为例,介绍了空间域光热反射技术在原位测试领域的应用场景。针对离子辐照样品的不均匀损伤分布,开发了多层传热模型用于更准确地表征材料导热性质,采用该技术获得了UO_(2)燃料热导率随着离子注入剂量的定量衰减规律;准确表征了包覆核燃料微球各涂层在高温下的热输运性质,结合微结构研究揭示了缺陷相对于热解炭涂层热导率的影响。光热反射技术为探究辐照损伤和结构缺陷对于核燃料热量传输的作用机制提供了有力工具,为进一步改进燃料性能、开发高精度的燃料仿真模型提供了参考依据。