反应堆设计原理3燃料元件设计准则和限制ppt课件.ppt

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Ⅰ、Ⅱ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Ⅲ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Ⅳ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。3.1设计准则和限制的概述（以压水堆为例）
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℃。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。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。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。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。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。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。

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
2-3μm出现转折时，膜变
成灰色，膜厚至50-60μm
时变成白色。是疏松的易剥
落的。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10-100μm，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。7）包壳的吸氢
锆合金在水中腐蚀时会