中国实验快堆堆芯组件包壳材料试制
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
中国实验快堆的设计创新与实现
Vol. 54,SupplSep 2020第5 4卷增刊2020年9月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology中国实验快堆的设计创新与实现杨红义，过明亮(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413)摘要：本文通过对中国实验快堆(CEFR)设计创新的总结和回顾，全面阐述了 CEFR 设计中自主创新的思想、方法和成果，总体客观评价了我国第1座快堆设计的难点和创新性，分析了取得创新成果的意义！以及对我国快堆事业发展的作用和重要性$关键词：中国实验快堆；设计；自主创新中图分类号:TL433文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2020)S0-0199-07doi ： 10. 7538/yzk. 2020. zhuankan. 0432Design Innvvation and FulfillmentofChinaExperimentalFastReactorYANG Hongyi, GUO Mingliang(.Division of Reactor Engineering Technology Research ,China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)Abstract : To review the design innovation of China Experimental Fast Reactor , theindependent innovation ideas , methods and achievements in the design were summarized inthepaper Thedi f icultiesandinnovationsofthedesigninthisfirstfastreactorofChina were overa l evaluated objectively !and the significance of achieving innovative results was analyzed . The contribution is important for the development of fast reactor inChinaKey words : China Experimental Fast Reactor ； design ； independent innovation快中子增殖反应堆是指快中子引起原子核 裂变链式反应的反应堆。
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。
中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。
该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。
4月1日，由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，对核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。
专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。
铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆，已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能。
中国实验快堆工程
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
中国实验快堆
此次成功实现临界的快堆,早在1995年便已立项。与我国传统的压水堆（即目前国内核电站的主流）不同,快堆在运行过程中可以不断地产生新的燃料,使得其核燃料“越烧越多”。而这也是我国推动快堆建设的根本动力。
核电是一种容量大、低排放的高端清洁能源,在全球节能减排的大趋势下,核电的发展也是各国的重要战略方向。而与其他清洁能源相比,核电具有成本较低的优势。
此次宣布成功临界的我国第一座快堆,是由中核集团旗下中国原子能科学研究院自主研发的。中核集团也由此成为国内三大核电集团中唯一一个拥有快堆技术的集团。在未来核电这块“大蛋糕”中,中核集团无疑占据了先机。
今年初,中核集团便已宣布,计划在福建启动三明核电工程,而且采用的将是快堆技术。随着未来快堆技术的逐渐推广,作为快堆技术唯一拥有者的中核集团自然也将享有更多的市场份额。
据介绍，快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至60％以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
核电 9-21 大于 90 0.39-0.46
数据来源:万联证券
何谓快堆
“快堆”是快中子反应堆的简称。快堆与秦山核电站、大亚湾核电站用的压水堆一样都是核裂变反应堆。在这种反应堆中为了保持引起裂变链式反应的中子主要是快中子,裂变出来的新的中子不能受到过分的慢化。快堆要用金属钠做冷却剂,将核裂变热能载带出来,最终将水加热成饱和蒸汽,继而成过热蒸汽,像火电站一样推动汽轮发电机发电。
首座快中子反应堆临界 核电竞争格局生变
首座快中子反应堆临界 核电竞争格局生变
CN-1515型堆芯组件结构材料堆外性能试验方法
硬度 试验方法
CN － 1515 型堆芯组件结构材料硬度的测量方法为金
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CHINA SCIENCE AND TECHNOLOGY INFORMATION May.2018·中国科技信息 2018 年第 10 期
201 万～ 500 万◎
杨氏模量：
E=
0.9465 ×10−9
⋅
m
⋅f b
2 f
⋅
l3 t3
⋅ T1
切变模量：
G=
4 ×10−9
l
⋅
m ⋅ fτ2 b⋅t
T2
泊松比：
=µ E −1 2G
测试设备
测 试 装 置： 比 利 时 IMCE 公 司 生 产 RFDAHTVP 1750 － C。
对于同一翻边加强，剪切板厚度 t 越小时增加翻边高度 H 对结构最大应力及失稳临界载荷的影响越明显。
◎ 201 万～ 500 万
中国科技信息 2018 年第 10 期·CHINA SCIENCE AND TECHNOLOGY INFORMATION May.2018 DOI：10.3969/j.issn.1001- 8972.2018.10.036
可实现度
可替代度
行业曲线
linkBiblioteka appraisementα = ∆L L0 ⋅ ∆T
测试设备
测 试 装 置： 美 国 Anter 公 司 生 产 UnithermTM Dilatometer System Series 1000。
测试温域：100 － 1000℃。 测试标准：GB/T 4339 － 2008。
国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应
摘 要
介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料 316 不 锈钢 (316SS) 经 650 ℃高温、 积分中子注量 3.1×1021 n/cm2 (En＞0.1 MeV) 的辐照概况，以及辐照后在 650 ℃与室温下的拉伸力学性能 试验和金相检查的结果及评述。
关键词：316 不锈钢 中子注量 力学性能 金相检查
(In Chinese)
中 国 核 情 报 中 心 China Nuclear Information Centre
10
CNIC-01716 SINRE-0107
国产快堆燃料元件包壳材料 316 不锈钢的中子辐照效应
毛林彬 杨治全 单润华 税忠伟 尹顺玖 鲁长龙 (中国核动力研究设计院，成都，610005) 彭小明
ABSTRACT
The irradiation experiments on the homemade 316 stainless steel of six kinds of chemical composition with different treatment technology used for fast reactor fuel element cladding material are introduced. The materials have been irradiated in the High Flux Engineering Test Reactor (HFETR) to a fluence of 3.1 × 1021 neutorn/cm2 (＞0.1 MeV) at 650 ℃ and subsequently tension has been tested at the same irradiation temperature and room temperature. Microstructure of the some tensile specimens were examined. The experiment results are analyzed and assessed.
研究加快核燃料包壳管材料测试(图)
研究加快核燃料包壳管材料测试（图）近日，美国桑迪亚国家实验室正在利用其离子束实验室来研究如何迅速评估合金材料的性能，而这些合金材料很可能被用在建设下一代核反应堆或者延长现有核反应堆的寿命上。
工程师正在进行测试由于担负着防止核泄漏的重要任务，核燃料的包覆材料——包壳管被视为核安全的首道防线。
因为包壳管要面临高温、高压、强烈的中子辐照、硼水腐蚀等多重严峻考验，所以，核燃料的包壳管材料必须符合极其严格的要求。
如果外壳变得很脆，核燃料棒有可能会迸裂，进而会将放射性材料泄漏到反应堆外围的环境中。
运行中的核反应堆会引起包壳管所用合金材料发生微观结构上的渐进性变化。
这些变化可能会损害材料的完整性。
所以要弄清合金的腐蚀机理，鉴别哪些因素能显著降低腐蚀速率，弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜的影响，这些都是新合金成分和工艺路线设计的基础。
材料科学家哈立德·哈特是这项研究的主要负责人。
哈特举例说：“以我们常见的铁锈为例，铁锈最初产生的时候，肯定和微观结构的变化有关。
如果我们能在纳米层级上了解铁锈产生的原因，我们就可以阻止诱因的发生，从而不让铁再生锈。
”现有的材料评估方法需耗时十几年甚至几十年。
桑迪亚国家实验室的离子束实验室已经运作了一年左右，正在做原子辐照试验，可以节省出多年的测试时间。
离子束实验室正使用各种耐火材料来模拟各种类型的损害，从而预测先进核反应堆燃料包壳管的使用寿命。
离子束实验室可以让研究者们在纳米级上做现场离子辐射试验并迅速得出结果。
在串联静电加速器、透射电子显微镜等高科技试验设备的辅助下，研究者们正在试图掌握在辐射下合金的微观结构变化。
哈特说：“通过纳米级的离子辐射试验，我们正在寻找制造适用于下一代核反应堆的合金新材料，还可以更好地了解现有的反应堆性能，我们已经可以快速检测材料的力学性能，筛选材料，看看哪些是最适合的材料。
”更好地了解包壳材料的性能可以改善反应堆的效率。
在实验室中，哈特和他的团队正在检测极端环境下材料在纳米级上产生的变化。
中国实验快堆-第四代堆型-未来核电的主要方向
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
“华龙”点睛燃料元件包壳实现中国造——记自主高性能燃料元件用
M 月度聚焦ONTHLY FOCUS“华龙一号”作为中国核电“走出去”的代名词，近段时间以来占据了众多媒体显眼位置，已成为国家创新的一张崭新名片，其背后是我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的全面整合和集成。
偌大的核反应堆要实现稳定运行，离不开成千上万个部件的通力协作，更离不开一个关键堆芯部件——燃料元件。
它是由经过复杂工艺加工而成的UO 2燃料、包壳、结构件组合制造的，是核电站的能量源泉。
而实现燃料组件的完全自主制造，其核心关键和基础就是要解决包壳材料的完全自主生产，只有这样，才能支撑我国核电自主创新发展，才能实现“华龙一号”真正走出去。
燃料元件用高性能包壳材料——核工业人心中的“痛”相较于偌大的核电站，燃料元件包壳在大众看来显得更加陌生而神秘。
作为核反应堆的第一道安全屏障，燃料元件包壳的作用就是给燃料芯块穿上“外套”，将放射性物质包裹其中，避免释放在运行回路系统甚至环境中。
2011年，日本发生福岛核事故，严重的氢爆造成放射性物质泄露，就是因为它的燃料元件包壳材料——锆合金在高温条件下与水发生化学反应产生氢气，从而引发了世界核电发展史上一次严重的核泄露事故。
由于特殊而苛刻的运行环境，包壳材料必须具备耐辐照、耐腐蚀和较好的力学性能等综合要求，福岛核电站发生泄露，最先就是从包壳材料破损开始的。
中国制造缺少高性能包壳材料从最开始的不锈钢材料再到目前第三代锆合金，国外在包壳材料方面已走过了60多年的研发、使用历程，形成了以美国ZIRLO 、法国M5和俄罗斯E635等为代表的高性能锆合金包壳材料。
从国外核电站发展历程来看，压水堆的发展无不与燃料元件的改进密切相关，而燃料元件的改进又主要是燃料包壳材料的变化。
拥有高性能锆合金包壳材料的美、法、俄等国，无一不是核电技术强国。
我国核工业已走过了60多年历程，从1970年中华大地首次实现核能发电至今已有40多年的历史，成绩斐然。
然而，依靠社会大协同基础上发展起来的核工业，虽建立有完整的核燃料工业体系，但在反应堆结构材料领域特别是燃料元件用包壳材料研发方面，主要依托国内其它单位开展——记自主高性能燃料元件用包壳材料研制“华龙”点睛燃料元件包壳实现中国造■唐斌我国自主燃料元件研制实验相关工作，也逐渐发展形成了Zr-2、Zr-4合金及Zr-4改进型合金，支撑了我国核工业的发展，却始终没有形成自己完整的自主材料研发体系与机制。
中国实验快堆
中国实验快堆
快中子增殖堆的简称
01 快堆简介
03 各项参数
目录
02 重要意义 04 突出特点
05 建设过程
07 事故报道
目录
06 并发电
快堆是快中子增殖堆的简称，中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水 三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事 故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5 月开工建设。2011年7月21日10点成功实现并发电。
据介绍，在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专 利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养 了一批优秀的技术人才队伍。在此基础上，中核集团公司已经着手研发百万千瓦级商用快堆电站技术。
建设过程
中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2002年8月主厂房封顶，2010年7月21 日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。
快堆简介
中国实验快堆中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第四代核能系统的优选堆型，快堆可将天然 铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战 略意义。快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。我国第一个由快中子引起核裂 变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并发电。标志着国家“863”计划重大项目目标的全面实现，列入国 家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续 发展的先进核能系统上跨出了重要的一步 。
中国实验快堆结构材料辐照装置设计
中国实验快堆结构材料辐照装置设计徐西安;张培升;黄晨;张汝娴【摘要】为在中国实验快堆（CEFR）上开展国产快堆包壳材料的辐照试验，进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。
材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构，通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐，实现了在快堆不同功率稳态运行条件下（40％和100％额定功率）对材料样品不同辐照温度（450～600℃）的要求。
辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能，其结构具有通用性，能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。
通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验，保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。
%The first structural material irradiation rig used in China Experimental Fast Reactor (CEFR) was designed in order to carry out irradiation test for domestically pro‐duced fast reactor cladding material .The innovated design of irradiation rig was based on both the CEFR irradiation conditions and the basic configuration of CEFR fuel assem‐bly .T he irradiation rig w hich had special sizes of inner gas gaps could irradiate material samples at different irradiation temperatures (450‐600 ℃) during different powers (40%and 100% rated powers) of CEFR steady state operation .There are indicating samples inside the irradiation capsule for monitoring temperature range and neutron fluence rate . The irradiation rig has a general configuration which can realize the maximum loading for the standard irradiation samples and be used as a standard irradiation device for reac‐tor structural material irradiation in CEFR .T he design of irradiation rig can satisfy therequirement of material irradiatio n by means of thermal‐hydraulic analysis and relevant out‐of‐pile heat transfer ,flow resistance and structure stability verification tests .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)008【总页数】5页(P1440-1444)【关键词】中国实验快堆;结构材料辐照;辐照装置【作者】徐西安;张培升;黄晨;张汝娴【作者单位】中国原子能科学研究院，北京 102413;中国原子能科学研究院，北京 102413;中国原子能科学研究院，北京 102413;中国原子能科学研究院，北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL352.1快中子实验堆的主要任务是应用核裂变产生的快中子进行核燃料辐照试验、核材料辐照考验，以及快堆组件设计、安全验证试验等。
间隙传热堆外模拟实验设计和验证
工业技术DOI：10.16660/ki.1674-098X.2019.07.135间隙传热堆外模拟实验设计和验证裴东晨(中国原子能科学研究院 北京 102413)摘 要：间隙传热模型的选用是间隙传热温度计算中最重要的一个环节，决定了计算结果的精确度。
本文为了验证采用标准ROSS-STOUTE模型对辐照罐隙传热进行计算的准确性，设计了相应的堆外模拟传热实验，采用双层气隙模拟辐照罐温度环境，对0.5~1.5mm之间的五种不同宽度的间隙进行了多组实验，分析了实验结果与计算值之间的误差，证明了采用该方法对辐照管间隙传热进行计算是可行的。
关键词：间隙传热 Ross-Stoute模型 实验验证中图分类号：TL35 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2019)03(a)-0135-04本文是基于示范快堆组件结构材料辐照考验方案进行的。
我国要发展快堆，堆芯组件的自主化是其中的关键所在。
堆芯组件中最核心的是包壳和外套管材料，包壳材料所处的工作环境中最为突出的问题就是辐照导致的肿胀。
此方案目的在于对国产1515Ti奥氏体不锈钢结构材料进行堆内辐照考验及辐照后检验，为后续组件生产提供依据。
辐照考验方案中通过辐照罐气隙调节辐照温度，由于辐照考验周期较长，没有条件在堆内进行温度的实时测量，因此需要在在堆内考验之前进行堆外模拟实验，在模拟的辐照罐环境下使用热电偶进行非在线的温度测量，对热工计算的结果进行检验。
本文将采用标准R0SS-STOUTE模型进行传热计算，并进行相应的堆外间隙传热实验进行验证，并对实验结果进行分析。
现在世界上各个国家根据自己的反应堆情况开发了不同的燃料元件分析程序，其中采用的气隙传热模型是以Ross-Stoute[1]模型为基础发展出来的不同变体，典型代表有日本的CEPTAR[2]、法国的GERMINAL[3]、美国的BEHEAVE-SST和FEAST-OXIDE、德国的IAMBU等程序。
中国实验快堆15-15ti不锈钢结构材料辐照容器的设计研制
重大核科学工程·中国实验快堆5Y SPS-1000钠压力表和Y SLI -0800钠液位计的研制杨建伟，崔国生，杨洋，贺长兴，吴宏岩，赵保平，董康乐，吕鹏，段天英（快堆研究设计所）快堆采用液态金属钠作为冷却剂，由于液态钠的高温和活泼的化学性质，不能用常规的仪表进行热工测量，需研制专用仪表，如钠液位计和钠压力表、钠流量计等以用于钠冷快堆及试验回路。
核能开发项目《放射性钠处理技术模拟实验研究》用钠喷射试验回路建设需进行钠压力和钠液位的准确测量，为此研制了1套YSPS-1000型钠压力表和1套YSLI-0800型钠液位计，外观如图1、2所示。
研制的YSPS-1000型钠压力表，量程为0～1MPa ，最高工作温度为450℃，采用变阻式测量原理，双波纹管力传递结构既起到压力传递的作用，又可保证液态钠的密封性，压力表以测力环为敏感元件，具有良好的线性度和较小的误差，经温度效应在线修正后，可获得高精度的钠压力测量数据。
另外，该压力表具有满度设置，双上、下限报警设置，热电偶断偶报警功能，还具有4～20mA 直流标准模拟信号输出和RS485标准数字接口输出功能。
以单片机为基础的这些优越功能，使得YSPS-1000型钠压力表适用于DCS 、FCS 等控制系统。
研制的YSLI-0800型钠液位计，量程为0～800mm ，采用互感式非接触钠液位测量原理，它的敏感元件装在1根端部密封的不锈钢套管内，不破坏钠设备的密封性，可在设备运行情况下进行更换和维修，并可承受高达550℃高温的长期作用。
电子单元为传感器的原边绕组提供交流频率恒定的激励源，使之具有良好的线性度和准确度。
实现了液位计分度特性实时在线温度补偿，并具有0～10V 和4～20mA 直流模拟输出，以及液位双上限、双下限报警设置、继电器报警触点输出和断偶报警等功能。
通过自主研制钠压力表和钠液位计，已掌握该类型钠仪表全套生产加工技术，拥有了完整的自主知识产权。
山东省济南市2024高三冲刺(高考物理)部编版测试(预测卷)完整试卷
山东省济南市2024高三冲刺（高考物理）部编版测试(预测卷)完整试卷一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。
在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题如图所示为一正点电荷周围的电场线，电场中有A、B两点，A、B两点在同一条电场线上，则（ ）A．A点的电场强度与B点的电场强度相同B．B点的电场强度比A点的电场强度大C．A点的电场强度方向沿电场线指向场源电荷D．B点的电场强度方向沿电场线指向场源电荷第(2)题小明同学从地面上方O点将一个篮球（可视为质点）以速度斜向上方抛出，速度与水平方向成角斜向上，同时在O点正下方一智能小车从静止做匀加速直线运动，已知篮球落地点P与O的连线与水平地面成角，结果智能小车恰好在P点接到篮球，由此可知智能小车的加速度为（ ）A．B．C．D．第(3)题中国劳动人民在长期的实践中总结了大量的智慧结晶。
工人师傅想要将一质量比较大表面光滑的圆柱体物件（质量为M）推上斜面，并需要物件静止在斜面上图示位置，工人师傅拿一块小的半圆柱体（质量为m，且m远小于M）垫在大圆柱体物件的下面，但发现垫上小半圆柱体后，大圆柱体物件依然会沿斜面下滑，于是工人师傅采用了一种操作方式，顺利的让大圆柱体物件静止在斜面上，那么工人师傅的操作是下面几种操作中的哪一种（）A．换一个半径稍大的同材质的半圆柱体B．换一个半径稍小的同材质的半圆柱体C．换一个长度更长一点的同材质的半圆柱体D．在小半圆柱体和大圆柱形物件接触部位垫上一块轻薄的粗糙毛巾第(4)题一乘客伫立在站台，列车持续鸣笛（频率固定）通过站台时，从靠近到远离站台过程中，该乘客听到鸣笛声的频率变化情况是（）A．一直增大B．一直减小C．先增大后减小D．先减小后增大第(5)题中国实验快堆是第四代核能系统的优选堆型，采用钚（）作燃料，在堆心燃料钚的外围再生区里放置不易发生裂变的轴（），钚-239裂变释放出的快中子被再生区内的铀-238吸收，转变为铀-239，铀-239极不稳定，经过衰变，进一步转变为易裂变的钚-239，从而实现核燃料的“增殖”。