典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiC_f/SiC复合材料和Mo合金的研究进展 被引量：17

1

作者 程亮 张鹏程 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第13期2161-2166,共6页

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的... 轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。 展开更多

关键词 轻水堆 包壳材料 事故容错燃料 SICF/SIC 钼合金

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核电站用钢的高温高压水腐蚀疲劳研究进展 被引量：12

2

作者 徐松 吴欣强 +1 位作者 韩恩厚 柯伟 《腐蚀科学与防护技术》 CAS CSCD 北大核心 2007年第5期345-349,共5页

综述了轻水堆核电站设备用钢在高温高压水环境下腐蚀疲劳的主要影响因素,包括温度、溶解氧含量、钢中硫含量、材料取向、应变速率、应变幅值等,比较了高温高压水中钢的环境疲劳开裂的二个主要机理:膜破裂/滑移溶解机理和氢致开裂机理,... 综述了轻水堆核电站设备用钢在高温高压水环境下腐蚀疲劳的主要影响因素,包括温度、溶解氧含量、钢中硫含量、材料取向、应变速率、应变幅值等,比较了高温高压水中钢的环境疲劳开裂的二个主要机理:膜破裂/滑移溶解机理和氢致开裂机理,以及将环境因素植入疲劳设计曲线的两个主要模型:统计模型和疲劳寿命校正因子模型.并在此基础上对核电高温高压水腐蚀疲劳研究方向做了展望. 展开更多

关键词 腐蚀疲劳 轻水堆核电站 环境致裂 疲劳设计曲线 综述

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中国新一代核能核燃料总体发展战略研究 被引量：12

3

作者 李冠兴 周邦新 +2 位作者 肖岷 焦拥军 任忠鸣 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2019年第1期6-11,共6页

本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压... 本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化,但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战;核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料,以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。 展开更多

关键词 核燃料 核材料 轻水堆 压水堆 快堆 燃料循环

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新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金的研究进展 被引量：12

4

作者 陶小康 黄重国 +1 位作者 郭青苗 靳舜尧 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第6期23-26,30,共5页

FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为（包括次要合金添加剂）。综述了... FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为（包括次要合金添加剂）。综述了新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金材料的特性、应用、性能影响因素以及优化处理的方法。最后,指出了FeCrAl合金在轻水反应堆包壳材料方面的发展方向。 展开更多

关键词 包壳材料 轻水反应堆 FeCrAl合金

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我国发展先进小型轻水反应堆的一些思考 被引量：9

5

作者 陈培培 周赟 《中国核电》 2012年第1期88-93,共6页

文章介绍了先进小型轻水堆发展历史和基本特点;提出了在我国开展先进小型轻水反应堆研究和应用的建议和策略。先进小型压水堆主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组,因此可以作为节能减排的重要补充手段。... 文章介绍了先进小型轻水堆发展历史和基本特点;提出了在我国开展先进小型轻水反应堆研究和应用的建议和策略。先进小型压水堆主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组,因此可以作为节能减排的重要补充手段。先进小型轻水反应堆在安全性和经济性上的特点扩大了核能在新兴工业国家和发展中国家的市场,可以成为我国核电设备出口的重要组成部分。 展开更多

关键词 小型堆 先进反应堆 轻水反应堆

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MOX燃料在轻水堆核电站中的应用 被引量：8

6

作者 章宗耀 王连杰 《中国核电》 2008年第4期354-357,共4页

目前MOX燃料已成为一种可用于轻水堆核电站成熟的核燃料。简要介绍了国外该领域的发展状况以及MOX燃料对反应堆性能的主要影响和应对措施。探讨了MOX燃料在国内压水堆核电站中的应用问题。

关键词 MOX燃料 轻水反应堆 反应堆安全

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核电异种金属焊接接头的应力腐蚀裂纹扩展行为研究进展 被引量：7

7

作者 朱若林 张志明 +1 位作者 王俭秋 韩恩厚 《中国腐蚀与防护学报》 CAS CSCD 北大核心 2015年第3期189-198,共10页

综述了轻水堆核电站大型容器壳体与主管道连接部位中异种金属焊接接头应力腐蚀裂纹扩展行为的研究进展,阐述了国内外关于材料、应力、环境等多种因素对应力腐蚀裂纹扩展行为的影响,并对需要进一步研究的方向进行了展望。

关键词 轻水堆 异种金属焊接 应力腐蚀 裂纹扩展 高温高压水

原文传递

堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂研究现状 被引量：6

8

作者 邓平 孙晨 +2 位作者 彭群家 韩恩厚 柯伟 《中国腐蚀与防护学报》 CAS CSCD 北大核心 2015年第6期479-487,共9页

围绕轻水反应堆堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂的影响因素及机制等综述了辐照促进应力腐蚀开裂研究的现状,讨论了研究中亟待解决的问题,指出了研究的发展方向与趋势。

关键词 轻水反应堆 堆芯结构材料 辐照损伤 辐照促进应力腐蚀开裂

原文传递

堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算 被引量：3

9

作者 杨培勇 王绪伟 +1 位作者 张金龙 汲水 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1175-1181,共7页

在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料... 在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选氧化物牺牲性材料(OSM)的基本物性,并计算了熔融三元UO2-ZrO2-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe3O4材料的质量较大,而TiO2和Al2O3材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点Tc越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。 展开更多

关键词 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 热物性

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我国今后新建核电站若干安全问题的考虑 被引量：2

10

作者 林诚格 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第3期255-259,共5页

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统。

关键词 核电厂 安全 中国 标准化 安全目标 决定论方法

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事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展 被引量：2

11

作者 程亮 张鹏程 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期1787-1792,共6页

UO2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛“311”核事故的突发揭露了UO2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故... UO2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛“311”核事故的突发揭露了UO2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO2基体中添加一定量高热导第二相,开发热导率增强型UO2核燃料,此方法对工业体系的改动小,为近期事故容错核燃料的主要研究方向。现阶段,在热导率增强型UO2核燃料开发历程中,已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO2-SiC、UO2-BeO、UO2-金刚石以及UO2-Mo。其中,在UO2-SiC和UO2-金刚石体系中,对SiC以及金刚石与UO2的界面反应认识还不足,在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变对UO2热物理性能的作用规律尚未明晰。电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO2-SiC和UO2-金刚石的有效途径。在UO2-BeO体系中,前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO2具有优异的化学相容性以及良好的增强效果,UO2-BeO被视为具备工业应用前景的燃料体系,然而,铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的。在UO2-Mo体系中,Mo作为金属中最具潜力的添加材料,呈现三维网状分布,展现出优异的热导率增强作用,这种微结构还兼具持留裂变产物的优势;与其他几种添加材料相比,Mo的中子吸收截面较高,添加量应合理调控,相应的基础研究需持续跟进。目前,上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据。可将高通量制备、机器学习等引入UO2系核燃料的研制中,以加快热导率增强型UO2的工业化应用进程。本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO2核燃料的研究进展,分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍,分析了热导率增强型U 展开更多

关键词 轻水堆 事故容错核燃料二氧化铀 第二相

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乏燃料中Pu同位素含量数值模拟 被引量：2

12

作者 徐雪峰 田东风 +2 位作者 朱剑钰 伍钧 师学明 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期60-64,共5页

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素... 利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆17×17组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。 展开更多

关键词 钚同位素 燃耗 乏燃料 轻水堆

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一种针对多机组事故的操作干预水平应急决策辅助系统 被引量：1

13

作者 陈谦 黄义超 +2 位作者 陶乃贵 孙雪峰 刘占阳 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期389-395,共7页

操作干预水平(OIL)是指对应于某一特定公众防护行动通用干预水平的易于测量的辐射量,用于在核事故期间直接与监测结果比较给出应急防护行动建议。福岛核事故后,我国核应急准备和响应向着多机组方向发展,本研究提出了一种针对多机组事故... 操作干预水平(OIL)是指对应于某一特定公众防护行动通用干预水平的易于测量的辐射量,用于在核事故期间直接与监测结果比较给出应急防护行动建议。福岛核事故后,我国核应急准备和响应向着多机组方向发展,本研究提出了一种针对多机组事故优化的OIL应急决策辅助系统,将每个机组发生的事故后果进行单独计算和评价,最后将它们对环境辐射后果的贡献进行迭加并代入原先计算公式中,即得到多机组事故下的OIL值。在优化方法的基础上,系统实现了单机组和多机组事故情景下的OIL查询、计算、修正以及后续的应急辅助决策功能。目前,该系统已应用于秦山、田湾、宁德、阳江等核电基地,其模式和功能在实际应用中得到了不断验证和完善,为核事故应急提供了重要的辅助决策手段和工具。 展开更多

关键词 操作干预水平 防护行动 决策支持系统 轻水堆 多机组事故

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IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算 被引量：1

14

作者 杨培勇 张金龙 +1 位作者 汲水 裴杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1348-1355,共8页

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释... 应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留(IVR)中熔融堆芯被Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15m3的OSM时,压力容器伸长约2m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe3O4导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO2-ZrO2-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。 展开更多

关键词 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 壁面热流密度

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IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析

15

作者 杨培勇 何铮 +1 位作者 李鹏飞 刚直 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1413-1418,共6页

布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价... 布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM(传统IVR)和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小(约3.9%),RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。 展开更多

关键词 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 弹塑性有限元分析 反应堆压力容器

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商业核电站产氚概念设计及安全影响评价

16

作者 梅华平 陈超 +1 位作者 张思纬 王海霞 《核安全》 2021年第6期62-67,共6页

氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点。本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念... 氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点。本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念方案和核电站堆芯首装料方案,评估了产氚靶棒装载对核电站堆芯反应性、功率分布和慢化剂温度系数的安全影响,探讨了利用国内现有轻水堆核电站进行产氚的可能。 展开更多

关键词 核电站 产氚 安全评价 轻水堆

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美国联邦法规10 CFR 50附录Ⅰ的修订方案及对我国辐射防护审管的启示

17

作者 陈晓秋 杨端节 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2010年第1期1-7,共7页

本文详细介绍了美国核管理委员会(NRC)对轻水堆的设计目标基准的修订方案和策略,并在此基础上,考虑到我国核电厂址向内陆发展所致公众照射途径的变化,提出了需要明确核动力厂设计目标值的建议,以及应用现行辐射防护相关标准需要关注的问... 本文详细介绍了美国核管理委员会(NRC)对轻水堆的设计目标基准的修订方案和策略,并在此基础上,考虑到我国核电厂址向内陆发展所致公众照射途径的变化,提出了需要明确核动力厂设计目标值的建议,以及应用现行辐射防护相关标准需要关注的问题:(1)ICRP第103号出版物从以前基于过程的实践和干预的方法发展为基于辐射照射情况性质(计划照射、应急照射和现存照射)的方法,应当注意区分不同的照射情况;(2)ICRP第103号出版物在数值上更新了当量剂量和有效剂量的辐射权重因子和组织权重因子,因此,实施剂量评估所采用的剂量转换因子也需要更新。 展开更多

关键词 轻水堆 设计目标 辐射防护 审管

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轻水堆技术发展综述

18

作者 吴坤炳 盛维兰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第1期11-16,共6页

本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。

关键词 轻水堆 非能动安全 固有安全性

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核电结构材料应力腐蚀开裂的研究现状与进展 被引量：26

19

作者 马成 彭群家 +1 位作者 韩恩厚 柯伟 《中国腐蚀与防护学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期37-45,共9页

围绕应力腐蚀行为的实验研究方法、影响因素以及应力腐蚀机制的理论分析等几个方面综述了核电结构材料应力腐蚀研究的现状,讨论了研究中亟待解决的问题,指出了研究的发展方向与趋势。

关键词 核电结构材料 高温高压水 应力腐蚀 冷加工 焊接件

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超临界水冷堆开发现状与前景展望 被引量：19

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作者 李满昌 王明利 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期1-4,44,共5页

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 开发现状 前景分析

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