摘要：采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布。合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)_2。加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100 nm。合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关。

摘要：燃料棒包壳通常为锆合金制成的圆筒状结构,在堆内复杂的“高温-高压-辐照”作用下因结构蠕变导致坍塌,从而失去其结构功能危害反应堆运行安全。基于连续介质力学理论,建立三维包壳结构的控制方程,并开发有限元数值计算软件BINE3D。结果表明:该软件计算结果与商业有限元软件ABAQUS结果一致。随着辐照时间的增加,包壳管蠕变变形逐渐增加、蠕变变形速率逐渐降低,最终可能导致包壳坍塌。包壳管的初始椭圆度越大,辐照变形的总椭圆度越大。该软件可为包壳的结构设计、安全分析和寿命评估提供指导。

摘要：为了保证反应堆的安全运行,在设计阶段需验证包壳管的蠕变坍塌行为。本文基于商业有限元软件ABAQUS及其子程序建立了考虑辐照生长效应的三维包壳管的蠕变坍塌分析模型,并制定了包壳管的蠕变坍塌准则,分析了包壳管辐照生长和格架弹簧失效对蠕变坍塌行为的影响。研究结果表明辐照生长和格架弹簧失效均对包壳管的蠕变坍塌有促进作用。因此,为增加保守性和安全性,在燃料棒的蠕变坍塌设计时应考虑辐照生长和格架弹簧失效的影响。

摘要：为了提高锆合金包壳管的冷轧质量,通过统计过程控制技术和工序能力分析研究了锆合金包壳管冷轧后的壁厚偏差问题,并基于试验设计(design of experiment, DOE)技术对皮格尔冷轧工艺进行了优化。包壳管冷轧质量分析和工艺优化试验的结果表明,轧制前管材的壁厚偏差和送进量对轧制后的管材壁厚偏差有显著影响;当轧制前管材壁厚偏差<0.3 mm、壁厚变形量为65%、送进量为1.0 mm/次时,轧制后的管材壁厚偏差最小;通过轧制工艺优化后,反映壁厚偏差离散性的极差平均值由0.036减小到0.018,极差波动也明显减小,轧制质量显著提高;当轧制管材壁厚变形量一定时,对轧制前壁厚偏差较大的管材,采用小送进量轧制,可减小轧制后管材的壁厚偏差,达到提高锆合金包壳管材质量的目的。

摘要：对某核电站稳压器电加热元件的包壳管变色原因进行了分析。结果表明:不锈钢包壳管长期暴露在高温环境中,其表面生成了均匀、致密的保护性氧化膜,氧化膜颗粒细小;变色包壳管材料不同部位的晶粒度均为6.5~7级,未出现晶粒异常长大的现象,非金属夹杂物和α相含量无异常;包壳管与端塞处焊缝未观察到裂纹。

摘要：对于采用熔化焊接工艺制造的燃料棒,X射线检测是评价焊缝质量的重要手段。论文介绍了包壳管TIG环缝射线检测的特点,并利用试验中心配置的X射线检测装置研究试验工艺参数对检测质量的影响,初步确定合理参数范围。金相结果表明,X射线对气胀缺陷具有较强的缺陷检出能力。

摘要：本工作对辐照后燃料元件的Zr-2包壳管氢化物分布及取向因子进行测量与分析。通过对两根元件的样品进行微观检验，得到其中的氢含量、氢化物分布、氢化物形态和取向因子，为包壳管生产工艺、元件设计及堆内运行提供依据。

摘要：为了获得超临界水冷堆(SCWR)候选包壳材料20Cr-25Ni的低周疲劳性能数据,为SCWR的设计、研发和工程提供技术参考,本文采用MTS809试验机开展了20Cr-25Ni在室温、500℃、650℃、800℃空气环境中的低周疲劳试验,获得了多级循环滞回曲线、循环应力-应变曲线、应力幅与循环分数关系曲线以及循环应力应变模型和低周疲劳Manson-Coffin模型参数。20Cr-25Ni的低周疲劳试验结果表明:随着温度的升高,20Cr-25Ni不锈钢管材的抗疲劳性能不断下降,在500℃、650℃显示出较明显的循环硬化。因此,在650℃以下该包壳材料具有较好抗疲劳性能,当SCWR堆芯最高温度的设计高于650℃后,使用该材料作为包壳材料需要谨慎。

摘要：基于环编工艺制备碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷复合材料(SiC_(f)/SiC)包壳管纤维预制体,并通过PIP方法浸渍烧结制备核能包壳管是当前高容错包壳管的研究热点之一。在乏燃料反应堆中,为了提升热交换效率,包壳管壁厚一般不应超过0.75mm,同时还需要承受复杂外界工况与内部兆帕级气压,这为4m长包壳管的结构设计带来巨大挑战。如何面向SiC_(f)/SiC复杂成型过程,系统性建立一种反映复合材料多层级结构的有限元模型,成为包壳管安全设计的首要前提。该研究基于有限元接触算法,建立了包含环编工艺参数的碳化硅纤维环编预制体有限元模型。通过细观—宏观多尺度方法探究了纤维体积含量、纤维和基体力学性能等参数对核能包壳管力学性能的影响,打通了从制备工艺到强度校核的一体化设计链条。通过将多尺度模型与传统的层合板理论方法构建的核能包壳管模型对比,验证了后者扭转强度预报值比前者高估了69%,存在极高的设计风险。研究通过初步探索联合工艺仿真与多尺度仿真设计优化复杂碳化硅复合材料结构,并预报诸如强度和模量等力学性能,以降低昂贵的制备成本和实验成本,为未来开展复杂碳化硅纤维增强碳化硅复合材料结构的强度设计提供了较为可靠的工具。

摘要：在两种氧势下（分别以Ｃｒ／Ｃｒ２Ｏ３和Ｎｉ／ＮｉＯ模拟），对国内３个单位研制的不锈钢包壳管进行ＦＣＣＩ（燃料包壳化学相互作用）堆外模拟试验。低氧势下，包壳管内壁受裂变产物侵蚀不明显，受侵深度小于包壳管腐蚀设计裕量值。高氧势下，出现了基体腐蚀、晶界侵蚀和剥蚀３种类型兼有的腐蚀形貌，其侵蚀深度超过了腐蚀设计裕量值。化学相互作用深度和晶界渗透深度随氧势增高而加大，晶界渗透深度随着Ｃｓ：Ｔｅ比增大而减小。