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压水堆燃料元件包壳作为包容放射性裂变产物的第二道屏障，关乎核电厂运行安全，其正常运行工况下的性能及事故工况下的特性一直受到业界广泛关注。随着2011年日本福岛核事故发生，对燃料元件包壳的事故性能的关注提升到前所未有的高度，目前国内外对现有商用锆合金包壳的事故性能开展了广泛研究，但对于涂层锆合金、FeCrAl、SiCf/SiC等新型ATF包壳材料的事故性能研究相对较少。失水事故（LOCA）作为压水堆设计基准事故之一，燃料包壳在LOCA事故下的性能是关系到核电厂堆芯安全的关键，因此核安全监管部门明确要求在模拟LOCA工况下对燃料包壳的性能进行测试，其中LOCA塑性变形及爆破性能是衡量包壳在事故下能否保持堆芯完整性的重要指标，因此被视为必须开展的试验项目。
国家电投集团中央研究院核能材料科研团队基于集团ATF战略项目开展LOCA爆破、塑性变形及完整性试验技术研发，通过多轮技术迭代最终成功研发模拟核燃料发热的内置式超高温加热器，实现金属及非金属包壳的超高温加热。团队同步开展LOCA性能试验装置的研发，通过配备蒸汽系统、控温系统、变形实时测量系统、内压控制气体系统、真空系统、仪控系统及数据实时采集系统，成功自主搭建了可兼顾现有商用锆合金包壳及新型ATF燃料包壳LOCA事故性能测试要求的试验系统，打通了可用于锆合金、涂层锆合金、FeCrAl及SiCf/SiC等材料的LOCA爆破、塑性变形及完整性试验的全技术链。
该技术成功解决金属及非金属超高温快速升温内加热关键问题，试验系统最高温度1800℃，升温速率大于100℃/s，温度可精准控制、热流密度大于200W/cm2，轴向可施加载荷并实时控制，最高内压20MPa，同时可实现包壳变形实时测量及模拟ECCS系统淬火过程，可完全满足压水堆燃料元件包壳材料的LOCA事故性能测试及评估要求。![]()
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目前该技术已应用于重水堆燃料包壳及ATF燃料包壳（涂层锆合金包壳及SiCf/SiC复合材料包壳管）的事故性能测试与评价，其中重水堆LOCA性能测试结果已用于支撑安审。该技术的应用极大地保障了重水堆燃料包壳的国产化进程，同时较大程度地提升了集团在新型燃料包壳研发的技术实力。
压水堆燃料元件包壳材料LOCA事故性能测试和评价，其中模拟燃料发热的内置式加热器也可用于正常运行工况的动水腐蚀、CHF试验及超设计基准工况事故性能测试。
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●集团公司首个自主研发的23000m³等级斜温层蓄热罐主体落成
●中央研究院召开2024年党外人士座谈会
●国家能源核电软件重点实验室2024年学术年会成功召开
文 图 |张华锋
审 核 |吕 娜
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