检索结果-南通市图书馆

压水堆核电站完整和破损燃料棒硬度和杨氏模量研究

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 157-165页

作者：杨钦轲王华才程焕林汤琪宋武林王玮郭一帆中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

利用热室内金相显微镜、纳米压痕仪和拉曼光谱仪分别对燃耗为41 GW·d/tU破损棒和45 GW·d/tU完整棒的化学相互作用(FCCI)层、包壳及燃料芯块进行了表征分析。结果表明:完整棒燃料芯块外围硬度较小,其主要原因是芯块外缘出现了多孔隙的... 详细信息

利用热室内金相显微镜、纳米压痕仪和拉曼光谱仪分别对燃耗为41 GW·d/tU破损棒和45 GW·d/tU完整棒的化学相互作用(FCCI)层、包壳及燃料芯块进行了表征分析。结果表明:完整棒燃料芯块外围硬度较小,其主要原因是芯块外缘出现了多孔隙的高燃耗结构(HBS);破损棒燃料芯块硬度则沿径向朝内整体呈下降趋势,这主要与燃料芯块孔隙率的变化和重构有关。燃料棒破损后,冷却水进入包壳芯块间隙与芯块发生反应,芯块外缘孔隙率显著降低,从而导致芯块外缘区域硬度较高;同时,气孔的迁移引起晶粒重构形成大尺寸柱状晶,造成破损棒燃料芯块中间和中心区域硬度下降且低于完整棒燃料芯块。燃料棒的破损不会改变芯块的相组成,因此完整棒与破损棒芯块的杨氏模量区别不大。完整棒FCCI层硬度沿包壳向芯块逐渐增加,杨氏模量则先减小后增加;破损棒FCCI层硬度先增加后减小,杨氏模量变化与硬度变化基本相似,该现象的出现可能源于FCCI层相结构的转变、辐照硬化和裂变产物掺杂的共同作用。燃料棒破损后包壳的氢化及氧化使得破损棒包壳硬度与杨氏模量均显著高于完整棒。

关键词：化学作用层完整棒破损棒硬度杨氏模量

加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计

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原子能科学技术 2024年第2期58卷 393-400页

作者：李焕星夏兆东刘锋周琦朱庆福宁通孙旭柯国土中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临... 详细信息

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。

关键词：医用同位素生产 ^(99)Mo/^(99)Tc^(m) 加速器驱动的次临界装置溶液堆

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RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究

原子能科学技术 2024年第2期58卷 365-371页

作者：郝思佳丁锡嘉胡真许倩韩智杰中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采... 详细信息

目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采用高速摄像技术辅助,获取了双轴加载燃料元件包壳失效过程中的载荷、应变、破口情况等数据。研究结果表明,试验得出的包壳管残余应变比位于-0.1~0.5之间,符合堆内残余应变比范围。研究结果可为将来开展堆内试验储备技术和积累经验,为安全准则的建立及补充提供可参考的基础数据。

关键词：反应性引入事故芯块包壳机械相互作用压缩膨胀试验高速摄像技术

Inconel 718合金辐照损伤研究进展

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稀有金属 2024年第4期48卷 552-563页

作者：杨大伟钱进王鑫中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致... 详细信息

Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致材料力学性能改变。Inconel718合金是一种典型的镍基合金,具有高强度、耐高温、抗蠕变和抗氧化性能等多重优势,在反应堆材料中被广泛应用。辐照后的Inconel 718合金会产生缺陷,如位错环、空位、间隙原子、气泡、位错线等,引起材料的物理、机械性能变化。从反应堆材料辐照损伤的角度综述Inconel 718合金在离子、质子和中子辐照等方面的研究进展,为开发新的抗辐照合金以及探索不同辐照方式对该合金的影响提供数据支持。

关键词：燃料组件辐照损伤 Inconel 718合金研究进展

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径向流氦氢分离床穿透特性实验与模拟分析

原子能科学技术 2024年第1期58卷 181-188页

作者：丁卫东占勤杨洪广连旭东中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

为系统深入研究径向流氦氢分离床的吸附穿透性能,指导结构设计,本研究借助COMSOL Multiphysics软件耦合材料吸氢动力学方程、流体流动动量方程和质量传递方程,建立了径向床穿透数学模型,并结合实验验证了模型的可靠性,利用模型对特性参... 详细信息

为系统深入研究径向流氦氢分离床的吸附穿透性能,指导结构设计,本研究借助COMSOL Multiphysics软件耦合材料吸氢动力学方程、流体流动动量方程和质量传递方程,建立了径向床穿透数学模型,并结合实验验证了模型的可靠性,利用模型对特性参数进行参数化扫描,分析其对穿透性能的影响。结果表明,穿透实验结果与模拟数据符合较好,模型可靠。通过分析温度、高径比及孔隙率等参数对床体穿透性能的影响,推荐氦氢分离床床体参数如下:床体吸附温度为室温~343 K,在该温度范围内升高温度对传质区长度及出口处浓度-时间曲线影响较小;随着高径比的增加,床体效率明显下降,其中高径比为2.00~8.33时,维持高效率的时间较长;随着孔隙率的增加,床体吸附效率明显下降,考虑床层的吸附效率、压阻效应及粉末的装填难度,粉末孔隙率推荐0.56~0.64。以上结果表明,本研究建立的模型可较好地预测床体的吸附分离性能,可用于床体结构设计以及工艺参数的优化。

关键词：径向流氦氢分离床穿透特性数值模拟

多元(U,Zr, Nb)C燃料制备技术与性能机理研究

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 166-174页

作者：吴学志魏国良郭骁中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数... 详细信息

多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律。结果表明:在1 800℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5%金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5%TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr, Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr, Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr, Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1~3μm。

关键词：多元核推进燃料碳热还原液相烧结

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硝酸浓度对临界安全的影响研究

原子能科学技术 2024年第1期58卷 144-148页

作者：王璠朱庆福夏兆东周琦陈效先成昱廷梁淑红李航章秩烽刘洋中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶... 详细信息

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。

关键词：核燃料模拟溶解过程硝酸临界安全

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 112-124页

作者：吴宗芸祁琳吴明宇李杨柳杨宏伟刘天才中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子... 详细信息

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。

关键词： TOPAZ-Ⅱ反应堆反应堆系统分析 RESYS程序热离子热电转换

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钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

原子能科学技术 2024年第3期58卷 604-613页

作者：陈启董高付海中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控... 详细信息

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。

关键词：钠冷快堆燃料元件燃料元件程序