核动力工程

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陈佳跃, 王泽锋, 王啸宇, 陈焕栋

2023, 44(S1): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0001

摘要(303) HTML (30) PDF(32)

摘要:
为建立矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法，针对板型燃料元件的安全分析提供新的模拟方法和工具，本研究采用一维两流体模型和燃料元件二维导热模型开发热工水力瞬态分析程序，对堵流条件下非均匀流动传热进行模拟。通过数值模拟得到不同堵流工况下流量分配和燃料温度分布，此外对4种不同功率分布下燃料元件二维导热效应进行研究。研究结果表明，堵流后并联通道流量和传热量将重新分配，二维导热模型使燃料元件截面温度场分布更均匀。本文开发的热工水力瞬态分析程序能够用于板型燃料元件非均匀流动传热现象的模拟。

超临界水冷堆CSR150概念设计

甯忠豪, 王连杰, 卢迪, 夏榜样, 黄彦平, 陈兴

2023, 44(S1): 9-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0009

摘要(350) HTML (46) PDF(41)

摘要:
超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上，提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究，堆芯采用45盒燃料组件设计，通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计，提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明，本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究

吕超, 李根, 严俊杰

2023, 44(S1): 14-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0014

摘要(82) HTML (15) PDF(22)

摘要:
在核反应堆严重事故后期，压力容器下封头内碎片床熔化对内部传热特性、壁面热流密度和壁面消熔都具有重要影响。本研究基于ANSYS Fluent软件，采用相变模型和大涡模拟（LES）湍流模型对华龙一号（HPR1000）反应堆假想事故下碎片床熔化的动态过程进行了研究，预测了熔池形成过程的温度分布、速度场及壁面消熔的变化规律。结果表明，碎片床熔化开始后，升温速率降低，并逐渐趋于稳定；熔池温度逐渐呈现中上部相对均匀、底部具有较大温度梯度的分布规律，并且随着衰变热功率的增加，熔池温度均匀分布区域向底部扩展；壁面热流密度低于相应位置外部冷却的临界热流密度（CHF）；但是壁面仍然出现了消熔现象，消熔最早出现在壁面内侧靠近碎片床上表面的位置，并逐渐向下扩展，消熔区域范围和深度随停堆后碎片床干涸时间的缩短而增加。本文计算结果可为碎片床相变传热和压力容器完整性研究提供参考。

基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究

徐世浩, 苟军利, 单建强, 欧阳泽宇, 王政

2023, 44(S1): 21-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0021

摘要(102) HTML (38) PDF(27)

摘要:
以一种无人潜航器中搭载的紧凑型热管冷却反应堆为基础，建立并优化了一套完整的热管冷却反应堆安全分析模型，其中主要包含堆芯功率瞬变模型、高温热管冷态启动模型与二维热管网格模型，针对研究对象设计了事故工况下的非能动余热排出系统。基于上述模型，开发了热管冷却反应堆安全分析程序，并采用文献公开的冷态启动、稳定运行的实验数据与安全分析程序计算数据进行了对比验证。验证结果表明，程序计算结果与实验数据符合较好，证明了程序的准确性与预测结果的可靠性。使用程序针对研究对象进行了典型事故分析，计算得到了热阱丧失事故下，反应堆在事故发生后延迟3 s停堆与延迟6 s投入余热排出系统条件下峰值温度为1085 K，低于热管最高运行温度；计算得到了引入阶跃正反应性0.47 $与线性引入反应性±0.05$下热管冷却反应堆温度的瞬态响应，最高温度低于热管最高运行温度，且在反馈调节作用下反应堆在更高功率水平下达到新的稳态，体现了反应堆设计方案的良好固有安全性。

ACP100反应堆整体水力模拟试验研究

丁雷, 陈星, 王典乐, 徐建军, 眭曦, 方颖, 孟洋

2023, 44(S1): 29-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0029

摘要(103) HTML (13) PDF(28)

摘要:
模块式先进小型压水堆（ACP100）是一种新型一体化小型反应堆，直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上，紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场，开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降，获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数；并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示，主流道内的流动已进入第二自模区，流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同；流动进入自模区后，反应堆模型的阻力系数为常数，阻力系数值为8.02，可直接用于原型反应堆压降计算；额定运行工况下，堆芯入口的流量分配因子值在0.91~1.08，满足设计需求；流量分配罩具有良好的整流作用，模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。

摇摆条件下棒束通道流场特性研究

齐超, 李鑫, 谭思超, 程坤, 乔守旭

2023, 44(S1): 35-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0035

摘要(114) HTML (34) PDF(21)

摘要:
由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况，会产生倾斜、摇摆、起伏等运动，这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场，对棒束通道中的流场会有额外的影响，因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速（PIV）技术开展了摇摆条件下节径比为1.326的棒束通道内流场分布特性研究。对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异，分析了同一加速度时棒束通道内不同位置的流场分布特征。实验结果表明：摇摆运动对棒束通道中部的影响较小，对通道两侧的影响较大。通道两侧的速度场呈现周期性波动，波形为反相。在流量较低的情况下会出现倒流现象，但定位格架此时对上游并未造成横向速度影响。研究表明摇摆运动引起的流场变化与脉动流引起的流场变化有较大差异，其中脉动流造成的速度场变化是均匀脉动的，而摇摆引起的速度场是在通道两侧呈现反相波动。

不同湍流模型对铅-铋凝固模拟的影响研究

曾陈, 张蕊, 刘茂龙, 张伟豪, 李俊龙, 刘利民, 刘莉, 顾汉洋

2023, 44(S1): 40-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0040

摘要(104) HTML (9) PDF(48)

摘要:
为了研究不同湍流模型及湍流普朗特数（Pr_t）模型对模拟铅-铋凝固行为的影响，利用FLUENT对铅-铋管内流动凝固行为进行模拟研究。研究结果表明，尽管剪切应力传输（k-ω SST）模型、k-ε模型与雷诺应力（RSM）模型在模拟铅-铋传热时的差异可以忽略，但在相变过程中对温度场与压力场的模拟存在显著差异，应慎重选取湍流模型。另外对不同Pr_t模型对铅-铋的凝固行为模拟的研究表明，不同Pr_t模型对铅-铋的凝固行为模拟无明显差异。

基于阳极氧化的氧化腐蚀产物沉积层涂层复现方法研究

刘延, 刘晓晶, 杜思佳, 王嘉庚, 何辉

2023, 44(S1): 46-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0046

摘要(292) HTML (17) PDF(22)

摘要:
为建立氧化腐蚀产物沉积层（CRUD）内硼的时空分布模型，以及为CRUD内硼迁移及流动传热实验提供支持，基于阳极氧化方法开展CRUD涂层复现研究。根据真实压水堆CRUD形貌数据，通过调整电化学体系的氟化铵浓度、含水量、氧化电压和氧化时间，实现对涂层孔径的有效控制。表征分析表明，制备的CRUD样品可以充分覆盖真实沉积层的形貌参数范围。本研究建立的涂层复现方法能够用于CRUD样品的制备。

铅水反应中铅铋合金固化的动力学机理研究

张林, 刘达霖, 邓畅, 刘晓晶

2023, 44(S1): 51-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0051

摘要(93) HTML (27) PDF(24)

摘要:
为获得铅水反应过程中铅铋凝固的动力学机制，了解微观枝晶生长过程，通过分析铅铋熔液的自然对流及其对凝固前沿的影响，建立了枝晶间铅铋合金平均流动速度方程；采用通过相场法模拟了枝晶生长过程。结果表明，在2个方向的流场共同作用下，枝晶的快速生长区明显向来流方向倾斜。本研究可为铅铋凝固提供动力学机理分析，为铅基堆的安全运行提供理论基础。

旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究

沈聪, 刘茂龙, 程坤, 刘利民, 徐子伊, 顾汉洋

2023, 44(S1): 57-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0057

摘要(265) HTML (14) PDF(19)

摘要:
螺旋管式直流蒸汽发生器（H-OTSG）被广泛应用于液态金属反应堆的设计中，其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向，不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响，采用剪切应力输运（SST k-ω）模型、湍流模型和Kays湍流普朗特数（Pr_t）模型对其进行数值模拟研究。首先通过现有液态金属横掠棒束实验对数值方法进行了验证；其次建立了同一旋向和交替旋向2种螺旋管束模型，比较了其传热和阻力的差异；最后从流场的角度对产生差异的原因进行了分析。结果表明，交替旋向的螺旋管束中的阻力和传热分别比同一旋向管束高7.1%和4.4%，这是因为交替旋向管束中的速度场更均匀且湍流交混更强。

矩形回路铅铋自然循环稳定性研究

王欣, 匡波, 王舒婷, 胡文军, 任丽霞

2023, 44(S1): 62-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0062

摘要(94) HTML (7) PDF(30)

摘要:
为了对矩形回路铅铋自然循环流动稳定性进行分析，得到影响自然循环流动的因素及其作用规律，采用时域法，开发一维系统程序FRTAC对铅铋自然循环进行数值计算，分析处理动态时序判定其稳定特性，获得了铅铋自然循环在相关工况条件下的稳定域与稳定性边界、铅铋自然循环回路的流动稳定性特性，以及影响因素与规律。研究表明，增大回路加热段长度会使系统的稳定性增强，而增大流道直径以及冷热段心位差均会使系统稳定性裕量降低，稳定性减弱。

螺旋十字型燃料棒中子物理及热工水力性能分析

张涛, 韩文斌, 申鹏飞, 黄善仿, 王侃

2023, 44(S1): 69-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0069

摘要(123) HTML (63) PDF(62)

摘要:
为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能，使用基于计算机辅助设计（CAD）几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学（CFD）软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟，并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明，螺旋十字型结构会略微降低反应性，增大径向功率峰因子；相较于圆柱型燃料棒，螺旋十字型燃料棒由于存在横向流动，能增强冷却剂交混，提升换热能力，在七棒束组件计算中，螺旋十字型燃料棒的平均温度和峰值温度都降低了约4 K。

卡轴事故下事故容错燃料对核反应堆安全潜在影响分析

吴和鑫, 金德升, 苟军利, 单建强, 程毅

2023, 44(S1): 75-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0075

摘要(60) HTML (21) PDF(13)

摘要:
为分析卡轴工况下事故容错燃料（ATF）对反应堆安全的潜在影响，以中国改进型三环路压水堆（CPR1000）为参考电站，基于系统分析程序NUSOL-SYS进行了二次开发，研究了不同ATF组合在卡轴工况下的表现，并对ATF包壳表面特性变化可能引起的换热系数和临界热流密度（CHF）变化开展了敏感性分析。分析结果表明，在卡轴工况下，ATF包壳表面特性变化导致的换热系数和CHF变化会对芯块最高温度和包壳峰值温度（PCT）产生较大影响，热导率大的ATF芯块能极大地降低芯块温度，比热容大的ATF材料能降低PCT。

超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究

冯梦娇, 刘旻昀, 黄善仿, 黄彦平

2023, 44(S1): 81-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0081

摘要(141) HTML (27) PDF(26)

摘要:
在不额外消耗机械功的条件下，为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响，本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构，使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟，分析喷射器的性能，探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明，四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa，实现泄漏气体的回收利用；喷射器背压小于临界压力时，引射比不受背压影响，喷射器背压大于临界压力时，引射比随背压的增大而急剧减小；引射比随入口截面的减小而增大，随喷嘴收缩角的增大先增大后减小，在收缩角为20°时，引射比达到最大。

棒束通道防腐蚀特性数值研究

王苏豪, 李莹, 岳倪娜, 郭靓, 肖辉, 娄芮凡, 卓文彬

2023, 44(S1): 88-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0088

摘要(53) HTML (12) PDF(10)

摘要:
为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况，以对反应堆运行策略分析提供支撑，本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型，结合计算流体动力学方法，对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明，棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关，对于现有模型来说，定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域，需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。

CSR150反应性控制研究

卢迪, 王连杰, 夏榜样, 黄彦平, 姚磊, 刘鑫尧, 周亚婧

2023, 44(S1): 95-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0095

摘要(307) HTML (23) PDF(14)

摘要:
超临界水冷技术示范堆（CSR150）借鉴了中国超临界水冷堆（CSR1000）的反应性控制方式，依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er₂O₃作为可燃毒物的基础上，提出采用富集¹⁶⁷Er的设计方式，以降低寿期末Er₂O₃带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究，提出控制棒分区设计方案，采用富集硼作为安全棒吸收体材料，提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知，本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

CFETR COOL包层热-机械性能研究

蒋科成, 余毅, 马学斌, 陈磊, 刘松林

2023, 44(S1): 101-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0101

摘要(73) HTML (18) PDF(13)

摘要:
超临界二氧化碳（sCO₂）液态锂铅包层（COOL）是中国聚变工程实验堆（CFETR）的候选包层，其主要功能是增殖产氚、屏蔽中子辐射以及能量转换发电。COOL包层在正常运行工况下需要承受冷却剂压力、热应力、重力、电磁力等载荷。本文在不考虑重力和电磁载荷的情况下，采用ANSYS有限元方法对COOL包层扇段的赤道面外包层模块进行热-机械性能分析，结果表明，COOL包层在正常运行工况下，各类材料的最高温度不超过限值，并且结构应力能够满足ITER SDC-IC设计标准，分析结果可为包层优化设计提供重要参考和数据支撑。

基于分子动力学计算流体临界点预测方法研究

赵学斌, 黄彦平, 叶绿

2023, 44(S1): 108-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0108

摘要(357) HTML (24) PDF(19)

摘要:
使用分子动力学（MD）方法计算了CO₂分子和H₂O分子的临界点，通过对气液平衡状态下的物性参数外推获得较为精确的临界点结果。对于 CO₂分子，使用 TraPPE模型和粗粒度模型 SAFT 进行了模拟，TraPPE模型计算结果更加接近美国国家标准与技术研究院（NIST）实验数据。对于H₂O分子，使用SPC/E和TIP4P/2005模型进行计算，结果表明TIP4P/2005 模型的预测值与NIST实验数据最接近，同时对于分子水体系的饱和蒸汽压精确预测仍然存在挑战。

LOCA事故工况下锆包壳的高温氧化行为研究进展

赵琬倩, 贾玉振, 裴静远, 李国庆, 吕俊男, 张君松, 廖京京, 彭倩

2023, 44(S1): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0119

摘要(188) HTML (22) PDF(37)

摘要:
锆合金是被广泛地用于水冷动力堆反应的包壳材料。锆合金包壳在失水事故（LOCA）极端事故工况下的高温行为成为国内外学者研究和讨论的热点。本文综述了近年来国内外锆合金的高温氧化行为研究进展，详述了氧化动力学特征、氧化失稳现象和氧化转折机理，同时概述了近10 年中国核动力研究设计院（NPIC）的相关研究工作。本文报道的研究进展，尤其是对于转折机理的探讨，可为进一步提高国产化新型锆合金使用性能提供研发指导。

结构参数对铝基泡沫金属屏蔽性能影响研究

吴松岭, 叶祝涛, 李艾华, 李刚, 刘晓珍

2023, 44(S1): 125-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0125

摘要(57) HTML (8) PDF(13)

摘要:
金属泡沫材料拥有优良的γ射线屏蔽能力和较低的密度，但影响其屏蔽性能的关键结构参数及作用规律尚不明确，阻碍了该材料屏蔽性能的进一步优化。本文采用蒙特卡罗方法构建了2种最密堆球模型，计算了理想铝基泡沫金属在各结构参数下的屏蔽性能。研究发现，铝基泡沫金属对能量低于0.24 MeV软γ射线屏蔽能力优于铝基块体材料。控制空心球填充率是优化该材料屏蔽性能的主要可操控方式，且在其适合辐射屏蔽能段时材料越轻性能越好。堆球方式是影响材料屏蔽¹³⁷Cs、⁶⁰Co源γ射线性能的最重要参数，实现面心立方最密堆球铝基泡沫金属的制备将弱化其在屏蔽硬γ射线时的劣势。

Zr-Sn-Nb合金带材力学性能各向异性研究

崔怡然, 杨忠波, 刘然超, 邓传东, 王晓敏, 邱军, 徐春容

2023, 44(S1): 131-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0131

摘要(254) HTML (9) PDF(8)

摘要:
为探究Zr-Sn-Nb合金带材织构对其不同方向力学性能的影响，采用电子背散射衍射技术（EBSD）和拉伸试验分别对成品退火态Zr-0.85Sn-1Nb-0.3Fe合金带材的织构及不同方向力学性能进行系统分析。结果表明，合金带材中形成了典型的基面双峰织构，导致了力学性能的各向异性。随拉伸加载方向与轧制方向（RD）夹角的增大，带材主要滑移系的Schmid因子呈下降趋势，使得滑移系开启难度增大，屈服强度和屈强比增大，抗拉强度和硬化指数降低，Zr-Sn-Nb合金带材在RD上具有相对较好的冲压成形能力。

铅铋合金环境中高强AlCrFeNi多主元合金的腐蚀行为

黄赟浩, 王健斌, 王志军, 赵可

2023, 44(S1): 137-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0137

摘要(97) HTML (27) PDF(20)

摘要:
传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高，为给铅铋反应堆提供高性能结构材料，针对高强Al₁₇Cr₁₀Fe₃₇Ni₃₆多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明，在500~600℃的铅铋饱和氧环境下，合金形成致密的Fe-Cr-Al-O氧化膜与疏松的氧化铁双层氧化膜结构，双层氧化膜厚度仅有1.5 μm，氧化膜生长速率极低；Fe-Cr-Al-O氧化膜在高温铅铋环境具有极佳的致密性、结构与组织稳定性，显著保护了液态铅铋向基体溶解。相比于传统的铁素体/马氏体钢（F/M钢）、奥氏体不锈钢，Al₁₇Cr₁₀Fe₃₇Ni₃₆多主元合金在高温铅铋环境中应用具有明显的优势。

热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究

舒茗, 孙永铎, 郑钰琦, 周钦, 刘肖, 肖军, 陈璐瑶

2023, 44(S1): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0143

摘要(332) HTML (40) PDF(20)

摘要:
针对长时间高温下合金力学性能退化问题，开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金，开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明，所有合金的冲击吸收能量（KV₂）均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M₂₃C₆和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后，沿晶界析出Laves和σ相，引起KV₂下降更快；B元素可细化晶界σ相，使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后，合金基体中析出大量Laves和NiAl相，同时晶界σ相快速粗化，导致材料脆化严重。

热时效对含硅铁素体/马氏体钢力学性能的影响

刘肖, 王辉, 肖军, 孙永铎, 刘帅洋, 张金钰

2023, 44(S1): 147-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0147

摘要(57) HTML (6) PDF(15)

摘要:
对4种不同Si含量的9Cr-铁素体/马氏体（F/M）钢开展550℃热时效实验（最长时间为5000 h），测试其屈服强度（R_p0.2）、抗拉强度（R_m）、延伸率（A）等力学性能，并结合扫描电子显微镜/能谱仪（SEM/EDS）、透射电子显微镜（TEM）表征手段，研究微观组织结构与力学性能之间的关联规律。结果表明：添加少量的Si可以提高9Cr-F/M钢的强度，且Si含量（质量分数）为0.7%时，R_p0.2和R_m达到最大值，但Si的添加会促进Laves相析出；时效时间（t）对9Cr-F/M钢的塑性有显著影响，当t＜2500 h时，9Cr-F/M钢的塑性变化不大，但当Si含量提高至1.0%，经5000 h时效后塑性大幅下降，这归因于Laves相在晶界的析出和长大。

钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为分析

赵宇翔, 徐祺, 熊茹, 郭相龙, 刘肖

2023, 44(S1): 152-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0152

摘要(50) HTML (16) PDF(11)

摘要:
钛合金作为新型蒸汽发生器的主要结构材料，其耐缝隙腐蚀性能受到关注，而钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为研究较少。本文采用微型腐蚀回路对钛合金TA16和TA17在硼、锂介质中的5000 h缝隙腐蚀行为进行了研究，获得了2种材料的缝隙腐蚀敏感性，并对试验后钛合金氧化膜成分和结构进行了分析。结果表明：在缝隙腐蚀模拟件上未观察到缝隙腐蚀现象，TA16、TA17在硼、锂介质中对缝隙腐蚀不敏感；模拟件缝隙内、外的氧化物存在一定差异，缝隙外的颗粒状微晶钛铁矿（FeTiO₃）与钛合金缝隙腐蚀无关。

燃料包壳化学反应和相优化的U-Zr基金属燃料掺杂及性能改善研究

卓卫乾

2023, 44(S1): 158-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0158

摘要(69) HTML (5) PDF(32)

摘要:
针对U-Zr基金属燃料包壳化学反应（FCCI）和相优化问题，介绍了掺杂元素Sb、Mo、Nb和Ti对金属燃料的影响。结合扩散偶实验、高温加热实验，并利用扫描电子显微镜（SEM），X射线衍射（XRD）和热差仪分析（DSC）表征方法，对一系列U-Zr基金属燃料进行了堆外评价。掺杂元素Sb用于抑制金属燃料在高燃耗下的FCCI。研究结果表明，Sb和镧系元素Ce结合生成沉淀，并且其沉淀产物不与包壳反应，证明了Sb可以作为一种潜在的掺杂元素解决高燃耗下的FCCI问题；掺杂元素Mo、Nb和Ti用于相优化，其中Mo、Nb降低了γ相的转变温度，且Mo的效果优于Nb。研究结果可为未来先进金属燃料的设计和优化提供数据支撑。

最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响

贾玉振, 邱军, 程竹青, 杨忠波

2023, 44(S1): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0163

摘要(44) HTML (14) PDF(11)

摘要:
为了对N36合金管材的微观结构和应用性能进行优化和调控，通过分析不同最终退火温度（520~560℃）下N36合金管材的性能数据，研究了最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响。经过研究发现，不同最终退火温度对于N36合金管材中的第二相粒子影响不大，主要影响N36合金管材的再结晶程度和晶粒尺寸，最终退火温度越高，则N36合金管材的再结晶程度越高，晶粒尺寸越大。随着最终退火温度升高，N36合金管材的室温和高温轴向和环向的强度明显降低，同时延伸率明显升高，主要是最终退火工艺对N36合金管材再结晶程度和晶粒尺寸的影响所造成的。随着最终退火温度升高，N36合金管材耐腐蚀性能提高，560℃最终退火温度的N36合金管材耐腐蚀性能明显优于其他管材，主要是560℃最终退火温度的N36合金管材再结晶程度最高所造成的。

锆合金表面Cr涂层在高温水蒸气环境中氧化行为研究

杨红艳, 吕俊男, 张瑞谦, 韦天国

2023, 44(S1): 168-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0168

摘要(284) HTML (17) PDF(23)

摘要:
为对多弧离子镀技术制备锆合金表面Cr涂层的耐高温氧化性能进行系统评价，对Cr涂层在水蒸气环境中的氧化行为进行研究。采用同步热分析仪获取Cr涂层在800~1400℃的氧化增重数据、X射线衍射仪分析相结构、扫描电子显微镜分析表面形貌和横截面各膜层厚度、能谱仪分析元素分布。结果表明，1200℃水蒸气氧化后Cr涂层表面生成了致密的保护膜，氧化后膜基界面结合质量良好，且锆基体上残留有一定量的Cr涂层；在1300℃水蒸气环境中Cr涂层短时间内对基体具有保护作用，1400℃时Cr涂层会迅速失去其保护效果。因此，锆合金表面Cr涂层具有优异的抗高温氧化性能，1200℃长时间高温水蒸气氧化后仍对锆基体具有较好的保护作用。

12Cr-1.5W-0.6Si合金管材长期高温蠕变性能研究

何琨, 潘钱付, 李刚, 梁波

2023, 44(S1): 176-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0176

摘要(226) HTML (11) PDF(10)

摘要:
为获得铁素体/马氏体合金的高温蠕变性能，采用蠕变试验装置对12Cr-1.5W-0.6Si合金管材开展了450、500和550℃在空气环境下的蠕变试验，获得了蠕变时间-应变曲线和稳态蠕变速率。研究表明：合金的应力指数较高，通过引入门槛应力获得真实应力指数，其蠕变机制是位错攀移机制；经过550℃、160 MPa、3145 h蠕变试验后，第二相仍沿晶界分布，但合金出现了板条晶粒宽化、第二相颗粒粗化现象，且长时间蠕变对微观组织的影响更为显著。

Ni基钎料成分优化对SiC_f/SiC复合陶瓷真空钎焊接头微观形貌的影响

石浩江, 张瑞谦, 颜家振, 李鸣, 刘自豪, 白冬, 何勇, 吕俊男

2023, 44(S1): 181-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0181

摘要(51) HTML (35) PDF(12)

摘要:
为探究SiC_f/SiC复合陶瓷与SiC陶瓷钎焊工艺性的差别，采用Ni基合金钎料在真空1400℃下保温10 min实现了SiC_f/SiC复合陶瓷与SiC陶瓷材料的真空钎焊连接，并针对焊后接头焊缝微观形貌特征对Ni基钎料进行成分优化，最终获得焊缝质量良好、SiC纤维损伤较小的SiC_f/SiC复合陶瓷真空钎焊连接接头。结果显示，SiC陶瓷和SiC_f/SiC复合陶瓷与钎料的反应机理相同，生成的反应产物没有差异。由于SiC_f/SiC复合陶瓷的结构特点，钎焊过程中钎料会在毛细作用下沿缝隙流失，并与SiC纤维发生反应造成纤维损伤。因此需降低钎料与SiC_f/SiC复合陶瓷的反应倾向，避免SiC纤维质量受损。所获结果可为针对SiC_f/SiC复合陶瓷连接的钎料成分及钎焊工艺设计提供试验参考。

Zr-Sn-Nb合金焊接薄板低周疲劳试验方法研究

戚彦强, 李顺平, 彭倩, 闫萌, 陈乐, 戴训

2023, 44(S1): 188-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0188

摘要(48) HTML (5) PDF(12)

摘要:
为研究锆合金焊接薄板的低周疲劳（LCF）性能，基于锆合金薄板的LCF试验方法，结合组织模拟和有限元方法，从显微组织、显微硬度和单轴拉伸性能等方面对比评估，证实采用组织模拟方法简化焊接接头漏斗试样复杂组织结构基本可行，最终基于耦合建立了焊接薄板漏斗试样的应力应变转换，并采用该方法对焊接薄板LCF性能进行评价。研究结果表明，本研究建立的锆合金焊接薄板的LCF试验方法能够用于评价焊接薄板的LCF性能。

高通量工程试验堆运行许可证延续的时限老化分析

邓云李, 刘鹏, 李松发, 万芹方, 戴钰冰, 康长虎, 李吉娃

2023, 44(S1): 194-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0194

摘要(556) HTML (22) PDF(34)

摘要:
为了完成高通量工程试验堆（HFETR）运行许可证延续（OLE）申请的安全论证，需要提供一份完整的时限老化分析（TLAA）清单，并通过计算或分析论证各项TLAA在延续运行期内是否满足安全运行的要求。基于美国压水堆核电厂TLAA的经验，采用“材料-环境-影响因素”分析法筛选出通用TLAA和潜在TLAA项目，同时识别出HFETR特定的TLAA项目，获得HFETR需要补充或重新计算分析的9项TLAA清单。通过每一项TLAA的评估结果表明，在10 a OLE内能够保证HFETR的安全性。

高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究

赵鹏, 潘瑞安, 刘震, 韩良文, 高业栋, 赖立斯, 孙彪

2023, 44(S1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199

摘要(59) HTML (9) PDF(20)

摘要:
为有效地开展高通量工程试验堆（HFETR）的老化管理，需要按照有效的老化管理方法实施老化管理活动。通过对老化管理范围筛选、老化认知、老化管理活动实施的方法策略进行研究，在HFETR老化管理实践以及运行许可证延续（OLE）申请经验的基础上，建立了适用于反应堆运行阶段基于戴明循环“计划-实施-检查-行动（PDCA）”的系统性老化管理体系并应用于实践。HFETR在首次OLE申请工作完成了老化管理审查（AMR）表明，HFETR的老化管理方法是有效的，可以为研究堆老化管理提供参考。

研究堆老化管理审查技术研究与实践

李松发, 赵光, 吕云鹤, 李文钰, 李昀, 闫雄伟, 姚亮

2023, 44(S1): 205-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0205

摘要(1034) HTML (15) PDF(25)

摘要:
在高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请中，为了论证反应堆老化管理的有效性，采用“原则依据国际原子能机构（IAEA）老化管理导则，操作借鉴美国核电厂执照更新（LR）流程”的策略，对研究堆老化管理审查（AMR）技术进行了研究，确定了HFETR的安全论证基准、范围划定、对象筛选方法、AMR实施流程。通过AMR过程证明了识别的老化效应能够被HFETR老化管理大纲（AMPs）有效地管理，从而确保反应堆在延寿运行期间具备可接受的安全水平。本文提供的AMR技术可为国内研究堆开展OLE申请活动和建立老化管理体系提供工程应用参考。

研究堆运行许可证延续技术路线研究与应用

刘鹏, 李松发, 陈启兵, 韩善彪, 邓云李, 赖立斯

2023, 44(S1): 211-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0211

摘要(69) HTML (21) PDF(26)

摘要:
为了支持高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请工作，通过分析美国核电厂执照更新（LR）方法和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）方法，采用“原则依据IAEA、操作借鉴美国”的技术路线，建立了一套适用于HFETR的OLE申请方法。采用该方法指导HFETR开展了定期安全审查（PSR）、老化管理审查（AMR）和时限老化分析（TLAA）等方面的安全论证工作。实践表明，HFETR本次OLE申请中所应用方法可以满足我国研究堆的核安全监管要求，其OLE申请工作最终通过了监管部门的安全审查，获得了延续运行许可证。

高通量工程试验堆老化管理范围确定

蔡文超, 李松发, 邓云李, 李长香, 冯浩志, 覃甫军, 陆星

2023, 44(S1): 217-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0217

摘要(59) HTML (10) PDF(16)

摘要:
为了系统性地筛选出高通量工程试验堆（HFETR）运行许可证延续（OLE）申请要求的老化管理审查（AMR）对象，确定HFETR的老化管理范围，对国际原子能机构（IAEA）和美国核管理委员会（NRC）的核电厂老化管理审查（AMR）的评估范围划定和对象筛选原则进行了分析，并基于研究堆老化管理的要求建立了HFETR的老化管理物项筛选原则。在操作过程中，借鉴美国核电执照更新（LR）的应用经验，对机械部件、电仪部件和构筑物分别建立了具体的筛选流程；在实施过程中采用物项分组方式，系统性筛选出了OLE申请要求的AMR对象，确定了HFETR的老化管理范围。文中描述的方法和应用过程可为我国研究堆在确定AMR范围时提供指导。

留言板

2023年第44卷第S1期

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2023年 第44卷 第S1期

2023年第44卷第S1期