包壳

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超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考
《核动力工程》2025年第1期183-190,共8页张乐福 黄涛 苏豪展 高阳 郭相龙 沈朝 陈凯 
国家重点研发计划(2018YFE0116200)。
超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回...
关键词：超临界水冷堆 燃料包壳材料 均匀腐蚀 应力腐蚀开裂 
缓解铅铋快堆冷却剂腐蚀的最优化氧含量控制策略研究
《核动力工程》2024年第6期280-289,共10页陈佳杰 王世伟 何辉 刘晓晶 熊进标 
国家自然科学基金(U21B2001&52176082);上海曙光学者计划(21SG13);国家重点研发计划(2022YFB1902300);中核集团领创科研项目。
为获得铅铋快堆燃料包壳腐蚀缓解的最优氧含量控制策略,本研究通过构建T91氧化/腐蚀模型,分析了燃料元件包壳界面的演化规律。在此基础上,以氧化层厚度为优化问题的约束条件,采用鲸鱼优化算法(WOA)对氧含量控制策略进行了寻优分析,得到...
关键词：铅铋共晶 氧化腐蚀 包壳材料 氧含量控制策略 
燃料包壳表面沉积层对气泡脱离直径与气泡脱离频率影响的实验研究
《核动力工程》2024年第4期118-126,共9页蔡杰进 胡致平 邓日宁 
国家自然科学基金面上项目(12275088);广东省基础与应用基础研究基金资助项目(2021A1515010340)。
燃料包壳在压水堆运行中会形成表面沉积,其对包壳沸腾传热行为的影响机理尚不清楚。为探究包壳表面沉积层对气泡脱离直径和气泡脱离频率的影响规律,本研究基于常压下的流动沸腾可视化实验台架,采用包壳材料Zr-4合金为基板,对其进行逐层...
关键词：流动沸腾实验 表面沉积层 气泡脱离直径 气泡脱离频率 
常压下SiC包壳材料表面饱和池式沸腾汽泡行为机理研究
《核动力工程》2024年第S01期167-174,共8页金德升 严亚伦 程艳花 付学峰 彭振驯 廖业宏 毛玉龙 
国家自然科学基金(U20B0211,52171085)。
SiC材料是一种耐高温、抗氧化性好的耐事故燃料(ATF)类型,其传热及临界热流密度(CHF)性能是评估材料性能的重要指标,汽泡行为机理研究有助于评估其传热性能。采用常压池式沸腾可视化实验装置对SiC包壳材料汽泡行为机理进行研究,分析了...
关键词：SIC 池式沸腾 汽泡行为 脱离直径 脱离频率 
Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究
《核动力工程》2024年第S01期175-180,共6页沈勇 曾谢虎 段振刚 文青龙 袁波 何梁 高士鑫 
国家自然科学基金(52201091)。
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...
关键词：压水堆 耐事故燃料(ATF) Cr涂层锆包壳 腐蚀模型 
Cr涂层锆包壳微动磨损实验研究
《核动力工程》2024年第S01期103-109,共7页杨思远 袁波 文青龙 文爽 张瑞谦 杨红艳 
国家自然科学基金(52201091)。
为研究压水堆湍流激振条件下Cr涂层锆包壳微动磨损的机理和微观作用机制,本文主要以Cr涂层锆包壳为研究对象,开展了多参数耦合下的微动磨损实验研究,阐明了频率、载荷、位移以及循环次数等参数对微动磨损的影响规律。研究获得了19组微...
关键词：Cr涂层锆包壳 微动磨损 实验研究 
多层各向异性包壳力学模型开发与应用被引量：1
《核动力工程》2024年第S01期110-116,共7页张睿潇 贺亚男 巫英伟 田文喜 秋穗正 苏光辉 
由高致密度纯SiC和SiC纤维/基体复合材料(SiCf/SiC)组成的多层SiC复合包壳是当前事故容错燃料(ATF)包壳的热门选型,当前应用的典型燃料性能分析程序缺乏对于SiCf/SiC材料各向异性力学行为的建模能力,为提高燃料性能分析中复合SiC包壳力...
关键词：SiC包壳 事故容错燃料(ATF) 芯块-包壳机械相互作用(PCMI) 各向异性材料 
超临界水冷堆用候选奥氏体耐热不锈钢热时效组织研究被引量：2
《核动力工程》2023年第6期148-154,共7页李俊 李绍宏 熊茹 杨红梅 李萌蘖 
国家重点研发计划(2018YFE0116200)。
为了研究热时效过程中超临界水冷堆(SCWR)用候选包壳材料含铝奥氏体耐热钢(AFA)热时效组织和冲击性能的变化,对铝含量为2.5%的AFA钢在650℃进行了500~3000 h热时效处理。利用场发射扫描电镜对析出相及冲击断口进行观察,利用透射电镜对...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 燃料包壳 AFA钢 冲击性能 
基于RISMC分析方法的全厂断电叠加汽动辅助给水失效事故研究被引量：1
《核动力工程》2023年第6期186-192,共7页王照 李琼哲 郭建兵 
国家重点研发计划(2018YFB1900304)。
为研究某在运CPR1000核电机组在全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水失效事故下的安全性能,采用风险指引的安全裕度特性(RISMC)分析方法,结合事故情景分析、系统可靠性分析、人因工程分析、热工水力学分析,使用CARS软件耦合RELAP5程序对机组...
关键词：风险指引的安全裕度特性(RISMC) 燃料包壳峰值温度(PCT) 全厂断电(SBO) 安全分析 
超临界水冷堆候选包壳管材的低周疲劳性能试验研究
《核动力工程》2023年第5期237-243,共7页赵宇翔 熊茹 梁波 唐睿 
国家重点研发计划(2018YFE0116200)。
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...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 包壳管 不锈钢 低周疲劳 曲线 
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