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N36特征化燃料辐照考验及性能评价

张坤 陈平 邢硕 庞华 彭航 蒲曾坪 何梁 张林 秋博文

张坤, 陈平, 邢硕, 庞华, 彭航, 蒲曾坪, 何梁, 张林, 秋博文. N36特征化燃料辐照考验及性能评价[J]. 核动力工程, 2021, 42(5): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110
引用本文: 张坤, 陈平, 邢硕, 庞华, 彭航, 蒲曾坪, 何梁, 张林, 秋博文. N36特征化燃料辐照考验及性能评价[J]. 核动力工程, 2021, 42(5): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110
Zhang Kun, Chen Ping, Xing Shuo, Pang Hua, Peng Hang, Pu Zengping, He Liang, Zhang Lin, Qiu Bowen. Irradiation Test and Performance Evaluation of N36 Characteristic Fuel[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(5): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110
Citation: Zhang Kun, Chen Ping, Xing Shuo, Pang Hua, Peng Hang, Pu Zengping, He Liang, Zhang Lin, Qiu Bowen. Irradiation Test and Performance Evaluation of N36 Characteristic Fuel[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(5): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110
基金项目: 国家自然科学基金(U1867219)
详细信息
    作者简介:

    张 坤(1984—),男,高级工程师,现主要从事反应堆燃料元件设计工作,E-mail: zk_330@163.com

  • 中图分类号: TL352

Irradiation Test and Performance Evaluation of N36 Characteristic Fuel

  • 摘要: N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

     

  • 图  1  N36合金辐照生长测量值与Zr-4合金模型计算值对比    

    Figure  1.  Measured Value of N36 Irradiation Growth vs. Calculated Value of Zr-4 Irradiation Growth Model

    图  2  N36合金外径测量值与Zr-4合金模型计算值对比

    Figure  2.  Measured Value of N36 Outer Diameter vs. Calculated Value of Zr-4 Model

    图  3  N36合金包壳氧化膜厚度测量值与Zr-4合金模型计算值对比    

    Figure  3.  Measured Value of N36 Cladding Oxide Film Thickness vs. Calculated Value of Zr-4 Model

    表  1  N36合金特征化燃料元件各关键性能的验证

    Table  1.   Verification of Key Properties of N36 Characteristic Fuel Elements

    关键性能主要相关的包壳材料性能N36合金包壳材料性能描述模型
    燃料温度热导率、抗腐蚀性能热导率与Zr-4合金相当;
    抗腐蚀性能较M5合金略差
    基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    包壳温度热导率、抗腐蚀性能热导率与Zr-4合金相当;
    抗腐蚀性能较M5合金略差
    基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    燃料元件内压热导率、抗腐蚀性能热导率与Zr-4合金相当;
    抗腐蚀性能较M5合金略差
    基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    包壳应变拉伸性能
    蠕变性能
    拉伸性能优于Zr-4合金;
    蠕变性能优于Zr-4合金
    基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    包壳应力拉伸性能拉伸性能优于Zr-4合金基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    包壳自立拉伸性能拉伸性能与M5合金相当基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    包壳坍塌拉伸性能、蠕变性能拉伸性能、蠕变性能与M5合金相当基于M5合金模型并考虑一定裕量
    气腔弹簧热膨胀热膨胀与Zr-4合金、M5合金相当基于Zr-4合金模型并考虑一定裕量
    微振磨蚀拉伸性能拉伸性能与M5合金相当基于M5合金模型并考虑一定裕量
    燃料元件长度辐照生长辐照生长与M5合金相当(同为再结晶的锆合金)基于M5合金模型并考虑一定裕量
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  • [1] 陈平,焦拥军,周毅,等. CF3燃料组件入堆辐照主要性能研究[J]. 核动力工程,2016, 37(6): 155-158.
    [2] 周毅,陈平,张林,等. 燃料棒性能分析软件FUPAC的研发[J]. 中国核电,2014(7): 219-222.
    [3] 张坤,郭兴坤,刘振海,等. Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐 蚀模型研究[J]. 核动力工程,2015, 36(S2): 93-96.
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-07-27
  • 修回日期:  2021-03-20
  • 刊出日期:  2021-09-30

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