摘要：UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。

摘要：铁素体FeCrAl不锈钢具有成为耐事故燃料包壳材料的潜在价值。通过FeCrAl包壳燃料棒堆内性能的初步分析,评估FeCrAl包壳的堆内性能,并对FeCrAl包壳后续的研发及应用提出建议。使用FUPAC程序对FeCrAl包壳燃料棒的堆内稳态辐照行为进行了初步研究。分析结果表明,FeCrAl包壳燃料棒的温度、内压、应力应变均低于设计限值。

摘要：碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

摘要：采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。

摘要：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。

摘要：作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对模型进行了验证;基于该模型进行了热流密度和质量流速对Cr涂层锆合金包壳的腐蚀影响分析。结果表明腐蚀厚度随热流密度的增加而增加;此外,冷却剂质量流速的增加引起包壳壁温减小,最终导致包壳腐蚀厚度减小。

摘要：FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeCrAl/UO_(2)、Zr-4/UN和Zr-4/UO_(2)燃料棒堆内性能进行分析。通过对比,FeCrAl/UN燃料棒在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压等方面具备良好性能,但由于FeCrAl包壳的蠕变率低,一旦包壳-芯块间隙闭合,包壳应力迅速增加,该现象需要在后续研究中加以关注。

摘要：热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外重点研发的新型反应堆之一。钼铼合金是在金属钼中添加元素铼形成的一种二元固溶体合金,铼元素独特的“铼效应”使钼铼合金在兼具钼合金优异高温力学性能的同时,还具备其他钼合金不具有的良好低温加工性能。同时,钼铼合金在高温下与UO_(2)、UN、UC等核燃料以及热管传热工质碱金属Li、Na、K等都具有良好的相容性,并且铼元素还是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆发生事故时的临界风险,因而成为国内外众多热管反应堆尤其是高温空间热管反应堆堆芯的设计材料。本文对热管反应堆用钼铼合金的研究现状及进展进行了归纳总结与梳理,包括钼铼合金的成分及相结构、钼铼合金的制造加工工艺、钼铼合金的热物理性能和力学性能等堆外性能,并对钼铼合金中子学特性、辐照性能、与燃料及热管传热工质的相容性等堆内应用性能研究现状进行了介绍。最后对钼铼合金未来的研究方向进行了展望,以期为钼铼合金的研发和工程应用提供参考。

摘要：针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

摘要：为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好;由于高铀密度燃料(包括UN、U_(3)Si_(2)及UN-U_(3)Si_(2)复合燃料)各自均具有鲜明的特点,其中UN-U_(3)Si_(2)复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色,但从中子经济性的角度考虑需要将UN中^(15)N进行富集,而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U_(3)Si_(2)燃料的设计方案。