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核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展

         
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本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故 (LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了 LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保 LOCA 下包壳完整性的基本思想和安全准则.通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳 LOCA 工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对 LOCA 工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的 LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在 LOCA 工况下的性能评价也有一定的参考价值.

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