模块式套管型随堆辐照考验装置Ansys CFX热工分析

模块式套管型随堆辐照考验装置应用于高通量工程试验堆高通量区材料辐照试验。本文利用计算流体动力学(CFD)软件Ansys CFX对该装置试验段进行热工分析。分析表明,材料样品堆内辐照试验结果与热工分析结果基本一致,Ansys CFX的热工分析结果准确,可以应用于辐照考验装置设计。

核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究

核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度。通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降。利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用。显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异。

10MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中。至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77000MW·d/t,累积快中子注量达8.59×10^(20)cm^(-2)。本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果。

国产新锆合金辐照考验小组件初步热工水力性能分析

本文以子通道热工水力分析程序COBRA-IV为计算工具,分析了预计在中国先进研究堆(CARR)高温高压回路上进行辐照考验的国产新锆合金考验小组件的稳态热工水力性能。计算了各种稳态工况下考验小组件的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),通过MDNBR来初步确定了考验小组件运行时的平均线功率及冷却剂的入口温度。

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。

新型锆合金包壳材料商业反应堆辐照考验方案设计

对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节。相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低。本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考。

辐照考验元件干式封装工艺研究

本文介绍了一种针对辐照考验元件封装的工艺方法。该研究方法的总体工艺为:从干燥井中取出装有辐照考验元件的密封桶并装入屏蔽容器内,转运至贮存容器内的封装密封罐中,采用螺纹的方式进行机械密封。待贮存容器内的封装密封罐全部装填、密封完毕后,进行焊接密封,通过双层密封将辐照考验元件妥善的封装并转运至指定位置暂存,实现了辐照考验元件的干式封装暂存的目的。

新型铀钼燃料完成辐照考验

【世界核新闻网站2017年4月27日报道】一种板型铀钼燃料近期在美国完成性能测试。这种燃料是一种研究堆燃料，将被用于替代具有扩散风险的高浓铀燃料。2012年，比利时、法国、韩国和美国签署协议，决定使用韩国原子能研究所（KAERI）的离心雾化技术生产高密度低浓铀燃料，其目标是减少并最终终结高浓铀燃料在民用研究堆中的使用，从而降低扩散风险。

高温气冷堆包覆燃料颗粒初步辐照考验

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分。辐照考验是检验燃料元件性能的重要环节。为检验中国研制的 10 MW高温气冷试验堆包覆燃料颗粒的质量 ,在德国于利希研究中心的试验堆 FRJ- 2中进行了初步的辐照考验。包覆燃料颗粒装在密闭的容器内进行静态辐照考验。辐照时燃耗约 5 % fima,辐照温度 40 0～ 5 0 0℃。辐照后经宏观检查、瓷相检验以及用γ探测仪检测放射性活度后 ,确认这批包覆燃料颗粒没有释放出裂变产物 ,包覆燃料颗粒完好 。

独立温度补偿型高温材料辐照考验装置设计研究

为实现材料堆内650±50℃的高温辐照考验,提高辐照温度的均匀性,进行了高温材料辐照考验装置的设计研究。通过筛选合适的材料进行辐照考验装置的加工制造,提高了辐照考验装置的耐高温性能。以条件辐照试验结果为基础,对辐照考验装置进行了热工分析,提出了阴阳面温度独立控制技术和阶梯间隙温度补偿技术,确定了辐照考验装置的关键尺寸,实现了650±50℃的辐照温度,减小了辐照温度的差异。

“华龙一号”CF3燃料元件辐照考验与性能分析

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数据进行了模型开发,建立了适用于CF3燃料元件的性能分析程序,基于此针对“华龙一号”反应堆的需求,对CF3燃料元件的性能进行了预测。分析结果表明,CF3燃料元件满足“华龙一号”反应堆设计要求。

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆(CENTER)燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆(HFETR)内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。

辐照考验管切割专用装置研制

为消除棒状辐照考验管在水下径向切割过程中产生的金属飞屑危害及切割位置发生异常变形的影响,提出了旋转挤压式管件切割法;该方法采用伺服电机-蜗轮驱动结构,配合线性可变差动位移传感器(LVDT)控制系统,同时考虑安全措施,设计了旋转式棒束型燃料考验管的切割专用装置。三维建模及仿真分析表明:该装置能够保证棒束型考验管径向切断,且切口处材料朝管内变形,整个切割过程中无切屑产生,可以确保安全地完成辐照后考验管的水下切割。

压水堆燃料组件辐照考验技术研究

燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节,鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性,本文针对稳态辐照考验回路,结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求,分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明,随着换热器一次水入口温度和流量的下降,主换热器的最大换热功率有明显下降,在严重偏离设计工况下,主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时,辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高,而装置内部换热较强情况下,主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例,且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况,且存在一个较小的一次水流量,使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致,低于该流量比例时,两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。

基于偏离设计工况运行的稳态考验回路换热能力补偿措施分析研究

稳态高温高压回路的换热能力与辐照参数的匹配性对燃料组件辐照考验的可行性及安全性有着重要的影响。本文研究了在各工况下试验回路换热能力与燃料组件辐照考验热工参数的匹配性问题,并分析了不同换热能力补偿措施的适应性。研究结果表明,当试验回路的运行偏离设计工况,回路中一次水的流量及辐照装置出口温度与主换热器能够实现的最大一次水温降以及最大换热功率之间是存在严格的对应关系。装置出口温度升高以及调节二次水流量对提升主换热器的换热效果不明显,而采用更低温度的二次水可以部分提升换热器的功率。主换热器后端散热方式在总的换热功率能力上要较前端换热强。换热器并联的换热效果并非总是强于单台独立运行,在低流量运行时,设置两台换热器并将其串联是最有效解决换热能力不足的手段,针对换热器一次水入口温度330℃及250℃,两台换热器串联的总换热功率将比单台运行时分别平均提高68.7%和80.4%。本文的研究方法及相应的研究结果可以用于指导燃料组件的稳态回路辐照论证以及考验过程中的试验回路运行参数选择。

10MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验

为了评价10MW高温气冷堆(HTR10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验。辐照考验在俄罗斯的IVV2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放。辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察。辐照后检验结果表明:辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损,生产的燃料元件满足10MW高温气冷堆的设计要求。

“华龙一号”核电站关键自主燃料组件完成首循环考验

1月28日，用于“华龙一号”核电站的CF3燃料组件顺利完成本循环的辐照考验，这标志着我国自主化CF系列燃料组件的研发工作的又一里程碑。

高温气冷堆燃料元件发展现状和趋势

本文介绍了高温气冷堆燃料元件的发展历史、现状和趋势．经过３０多年的研究和发展，燃料元件的设计、制造工艺和质量鉴证技术都已相当成热，燃料元件可在１２５０℃长期工作，２１２０００个ＴＲＩＳＯ颗粒辐照试验时没有一个破损，１６００℃下辐照后退火５００ｈ，阻挡裂变产物释放的能力没有下降．燃料元件进一步发展的方向是：改善燃料和裂变产物行为预测模型，提高准确程度，降低不确定性；研制耐高温（＞２０００℃）的包覆燃料颗粒，发展抗氧化燃料元件．