反应堆设计原理3燃料元件设计准则和限制课件

3.1设计准则和限制的概述3.2压水堆核电厂燃料组件设计准则3.3实验快堆燃料组件设计准则,3燃料元件设计准则和限制,1,PPT学习交流,3燃料元件设计准则和限制,燃料组件是堆内操作的最小单位，产生裂变热能，并为冷却剂提供恰当的流道，将热量带出燃料组件。保证燃料组件及其零部件能在高温，高快中子注量及冷却剂冲刷下，直至寿期末保持组件结构基本完整，能进行正常的工艺运输操作。对燃料组件设计（包括燃料组件结构、材料、力学性能、热工性能和辐照性能）应遵守设计准则，通过计算分析表明设计满足设计准则，最后燃料组件通过堆内、外试验验证设计的安全可靠性。燃料元件是组件主要部分，保持燃料元件在整个寿期内的完整性是核电厂正常运行的基本要求。包壳破损的原因是由多方面因素引起的,有些只要有预防措施就能避免。在已有经验和分析基础上,对可能引起破裂的各种因素,作了若干可以定量检查的规定和限制。,2,PPT学习交流,压水堆燃料元件设计的出发点核归宿是：堆芯（包括燃料元件）及其相关的冷却系统、控制保护系统和安全系统的设计应共同保证,1)在工况、下，燃料元件应保证其完整性，可能发生少量的燃料棒随机破损，其所释放的放射性物质应在反应堆净化系统的净化能力之内。2）在发生类工况后，堆芯中破损的燃料棒数仅占燃料棒总数的一个小份额，反应堆能处于安全状态，经过一段长的停堆时间，反应堆能恢复运行。3）在发生工况后，燃料棒的破损不应对公众健康和环境造成超过标准规定的危害，堆芯应保持可冷却的几何形状，反应堆处于次临界状态。以上3条也称为设计基准。是靠核电厂的各有关系统共同保证的，燃料元件只是其中之一。,3,PPT学习交流,3.1设计准则和限制的概述（以压水堆为例）,包壳破损的原因是由多方面因素引起的,有些只要有预防措施就能避免。在已有经验和分析基础上,对可能引起破裂的各种因素,作了若干可以定量检查的规定和限制。下面列出轻水堆自立型二氧化铀混合芯块、锆合金包壳燃料元件的限制条件。这是针对第、类工况最不利条件作的规定,即考虑到设计热通道因子及其误差时的最大超功率,再加上设计裕度后应符合的条件。,4,PPT学习交流,1）燃料温度与包壳温度燃料温度不应过高,以防止：(1）燃料芯块膨胀过多；（2）燃料芯块不稳定（密实化）；（3）裂变气体迁移和释放过多；（4）燃料芯块和包壳间有害的化学反应。目前以限制燃料中心最高温度低于二氧化铀熔点为有效的预防措施。考虑到熔点随燃耗而降低,一般取燃料设计最高温度约为2600左右。包壳表面温度在金属与氧化物的界面处稳态运行时不超过400，对短时瞬态运行不超过425。,5,PPT学习交流,2）包壳的应变范围作为包壳可能发生破损的主要限制指标之一是包壳的最大应变值,包括弹性和塑性应变。造成包壳稳态应变的直接原因有：（1）冷却剂压力；（2）二氧化铀或混合氧化物芯块的辐照肿胀；（3）当功率、温度变化时,二氧化铀和包壳间不同的热膨胀；（4）裂变气体在包壳内的积累,并引起内压上升。锆合金包壳受辐照和氢化物沉积的影响,使其延性进一步下降。经验表明最大许用应变值不应超过1左右；因为这时已有一些试样发生了破损。,6,PPT学习交流,3）包壳应力准则规定在整个设计寿期内，包壳的体平均当量应力不应超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳材料屈服强度。在燃料棒设计中，不允许包壳全面屈服，故提出此准则加以保证。所谓的体平均当量或有效应力，是由包壳内外压差和芯包接触压力而形成的径向、切向和轴向应力分量，应用最大变形能理论，通过包壳壁厚积分得到的。,7,PPT学习交流,4）内部气体压力随着燃耗的增加,从芯块释放出来的裂变气体量增多,使内压上升。准则规定在整个设计寿期内，燃料棒内压应低于可能因包壳向外蠕变使燃料芯块包壳接触后重新出现径向间隙或者使间隙变大的值。以防止：（1）芯块和包壳间间隙增加,这会造成芯块温度自动升高而进一步释放裂变气体的恶性循环；（2）当冷却剂失压时,会导致包壳塑性变形,即造成局部鼓胀,阻塞流道,进而影响其周围燃料元件的正常冷却。因此，对最大燃耗棒棒内压允许超过系统压力。这取决与元件棒设计和辐照条件。,8,PPT学习交流,5）包壳循环应变堆功率变化等因素将引起燃料元件包壳的循环应变。使有可能在包壳达到最大许用应变值之前,先发生疲劳破损。因此根据疲劳寿命来制定循环应变的限制范围,ni在给定有效应变范围下的循环次数；Ni在给定有效应变范围下允许的循环次数。实际循环次数要限制在设计循环寿命的80%以下。应避免由于环脊造成包壳径向过分变形,这要求注意芯块端面形状和尺寸的设计。应避免由于热棘轮现象造成包壳过分变形。,9,PPT学习交流,环脊现象燃料芯块是有限长的圆柱体，在温度梯度下，芯块中心温度明显地比外围高，因此芯块发生热膨胀变形而呈砂漏形，当芯块与包壳贴紧后，燃料棒外观出现环脊（竹节状）。环脊位置在两个芯块的界面上，该处是包壳应力最集中的地方，往往造成破裂，环脊高度与芯块端面形状有关，平端面和倒角的芯块在高的发热率下可能产生的环脊高度较小；而碟形端面芯块可能产生的环脊高度较大，这与芯块凸肩受压力向外翻转有关。碟形端面主要是为抵消芯块肿胀引起的轴向变形，采用碟形端面和倒角的芯块可使芯块变形减小。,10,PPT学习交流,11,PPT学习交流,12,PPT学习交流,6）包壳的腐蚀包壳强度计算时规定了包壳允许的腐蚀深度应小子壁厚的10。按常规腐蚀速度估计燃料元件寿期时,应注意到锆合金的腐蚀有自动加快的趋向,因为形成的锆氧化层热导率低,这将使氧化层和锆包壳交界面以内的温度上升,同时会增加腐蚀速率。,13,PPT学习交流,表面腐蚀均匀腐蚀其间有转折点，转折前腐蚀速率低，薄的黑色膜有光泽且平滑。有很高的耐腐蚀性能。当膜厚达到2-3m出现转折时，膜变成灰色，膜厚至50-60m时变成白色。是疏松的易剥落的。,图5-2Zr-2和Zr-4合金的腐蚀动力学曲线示意图,14,PPT学习交流,非均匀腐蚀疖状腐蚀，外观形貌呈白色氧化膜圆斑，直径约0.5mm，深度达10-100m，随着燃耗加深，腐蚀斑扩展成片。缝隙腐蚀，它发生在定位格架和包壳管接触部位，由于缝隙处水流阻力大，几乎不流动，在热流作用下，水质发生变化，引起严重碱蚀，并且随燃耗加深而增加。严重的非均匀腐蚀行为也会影响燃料棒寿命。,15,PPT学习交流,7）包壳的吸氢锆合金在水中腐蚀时会产生氢,其中的一部分氢（约5-20）会通过氧化层扩散到锆合金中去,在高温时固溶在基体中，氢在锆中的固溶度随温度而变化，室温下固溶度很小，当合金中固溶度超过极限固溶度时，氢将以氢化物（ZrH1.5）小片析出，成为材料中的裂纹源，引起氢脆。准则曾规定,寿期末包壳中的含氢量应小于250g/g,超过600g/g时则决不能采用。目前中国去掉了该项，反应在包壳温度和腐蚀厚度中了。,16,PPT学习交流,包壳中氢化物析出,17,PPT学习交流,内氢化破损,18,PPT学习交流,8）燃料中的含水量准则规定：在反应堆额定功率运行工况下，燃料棒内每立方厘米自由热空间的当量水含量应低于2mg。所谓自由热空间包括轴向气腔、芯包环形间隙、芯块碟形空间和芯块开口孔体积。已经在一些反应堆中发生过锆合金的氢化破损。二氧化铀芯块很容易从周围环境中吸收水分,在燃料元件在反应堆中功率运行后,这些水分又会释放出来,并被辐照为原子氢和氢氧根,氢将被锆合金吸收。如果氢产量过大,被锆合金吸收的氢量大于随温度梯度扩散的量,则氢化锆鼓泡将长大。这时包壳会在很低的应力下破损。预防的措施是限制芯块中的含水量不超过10g/gU。目前也有很多国家规定在芯块的总氢（含水分）含量不超过1.3g/gU。,19,PPT学习交流,图5-3内氢化破损（Sunburst）,20,PPT学习交流,9）燃料芯块的稳定性在一定条件下,燃料芯块柱的收缩可能产生芯块密实化。其结果将使芯块和包壳间间隙增大,引起芯块温度上升。也会使包壳由于失去支撑而倒塌。密实化的速率取决于芯块中气孔尺寸,燃料密度和晶粒大小等因素。实验结果表明，采用大晶粒(大于16m)和适量小气孔(小于2m)的芯块,可以消除芯块密实化引起的影响。,21,PPT学习交流,3.2燃料组件设计准则,1燃料组件所用各种材将必须符合国际、部标或有关堆用材料标准。2以合适的方式使燃料棒在燃料组件中定位和燃料组件在堆芯中定位,以构成并维持在工况、可满足物理、热工-水力等要求的燃料几何形状及其径向、轴向位置。3考虑到所有尺寸变化因素,应允许燃料棒和燃料组件轴向和径向自由膨胀。4燃何组件用能承受工况、流体力产生的振动、腐蚀、升力、压力波动和流动不稳定性的各种作用。5燃料组件应设置导向管以为控制棒提供通道,并考虑到快速落棒要求和为快速落捧提供必要的缓冲,导向管应能承受压力瞬态作用和由控制棒动作引起的磨蚀与冲击。,22,PPT学习交流,6燃料组件均应能容纳控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞各组件及准芯测最装置,并为它们提供足够的冷却剂流量。7燃料组件在堆内应能承受横向和轴向载荷作用,其变形应在恰当规定的限制之内；可能导致结构失稳的任何载荷值应低于相应的失稳临界载荷值。8对工况、的负荷,应按下述规定进行部件强度设计：a.奥氏体不锈钢部件部件应力强度按第三强度理论计算,设计应力强度（Sm）取下述最低值：室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的最小屈服强度的2/3；设计温度下抗拉强度的l/3或屈服强度的90,但不能超过室温下规定的最小屈服强度的2/3。许用应力强度限值见表1。b.锆-锡合金部件（不包括锆-锡合金包壳管）最大主应力不超过未经辐照的、工作温度下的锆-锡合金屈服强度,或用最大剪切理论评价锆-锡合金部件设计。,23,PPT学习交流,表2奥氏体不锈钢部件,表中Su为材料抗拉强度，Sm定义同前。表3锆-锡含金部件（不包括锆-锡合金包壳管）,表中Sy和Su分别为未经辐照的、工作温度下的锆-锡合金屈服强度和抗拉强度,24,PPT学习交流,10在6g（g为重力加速度）非运行载荷下,燃料组件及其部件应保持尺寸稳定性。11堆芯中所有燃料组件,在结构上必须有互换性,即任一燃抖组件都能在堆芯中安装并互换位置。12燃料组件上应为其操作、运输和准芯中的装卸提供抓取和接触部位,它们应能承受相应操作、运输和堆芯中装卸时的载荷并与所用相关设备相容。13燃料组件应设置必要的标识符号。,25,PPT学习交流,3.3实验快堆燃料元件与组件设计准则,按本标准设计的燃料组件与反应堆控制系统、保护系统、应急堆芯冷却系统等一起应保证做到：在正常运行及预计运行事件下，燃料组件在设计寿期内不发生持久性包壳破损和燃料熔化事故；可能发生少量包壳随机破损：燃料棒气密性破损率不大于0.05%；燃料与冷却剂发生接触的燃料棒破损率不大于0.005，其所释放的放射性物质应在一回路钠净化系统的净化能力之内。在事故工况下，燃料棒气密性破损率不大于0.1%；燃料与冷却剂发生接触的燃料棒破损率不大于0.01，反应堆仍处于安全状态，经过一定的停堆时间，反应堆能恢复运行。在严重事故工况下，燃料棒的破损不应对公众健康和环境安全造成超过国家标准的危害，燃料组件应保持可冷却的几何形状，且反应堆应处于次临界状态。,26,PPT学习交流,3.3.1燃料棒设计准则1）在正常运行工况和预计运行事件工况下，燃料的中心温度不超过它在该燃耗下的熔点，包壳的最高温度不超过700。包壳安全运行限值为800。2)燃料芯块密度和芯包间隙的选择，要确保在设计寿期内，在正常运行工况和预计运行事件工况下，燃料块的热膨胀、热蠕变、辐照肿胀等变形，应在包壳内调节，以避免燃料芯块与包壳之间发生互相机械作用。3)(Pu,U)O2均匀度和单个PuO2粒子大小应保证提供足够的负瞬发多卜勒反应性系数。4)燃料棒内应留有足够的裂变气体贮存空间，保证当100的裂变气体释放，包壳内的压力不得超过允许值。5)在寿期末，包壳的应变累积损伤和疲劳损伤的寿命份额之和为：,27,PPT学习交流,式中：tr(Qi,)在温度Qi和应力下包壳的破损时间；t在温度Qi和应力下包壳的实际工作时间；Nr-在有效应变j下允许的循环次数Nj在有效应变j下包壳的实际循环次数。6)包壳应变量的限值：在正常运行工况和预计运行事件工况下，非弹性应变（系指瞬时塑性应变与蠕变之和）不得超过0.2，在事故工况下非弹性应变不得超过0.3，在严重事故工况下，保持包壳完整性限制，非弹性应变不得超过0.7。7）燃料棒的定位和支撑结构，保证燃料棒有足够的完整性，并防止热弯曲引起燃料棒的位移和冷却剂造成的水力振动。8)包壳管材料的选择要求与周围的材料和工作介质相容。在寿期末，辐照引起的体积肿胀不应超过规定限值，包壳内外壁的腐蚀影响厚度之和不应超过规定限值。,28,PPT学习交流,3.3.2燃料组件设计准则1)一盒燃料组件的最大裂变材料含量是组件完全浸入纯水中不出现临界事故，燃料组件因热效应和辐照效应的引起变形的总效应不产生正反应性效应，且不能影响燃料组件换料和控制棒组件的功能。2)燃料棒在组件