Page 69 - 核能协会奖励公报2022（最终）（2023.5.29）
P. 69
中国核能行业协会科学技术奖励公报 2022
压水堆失水事故条件下
燃料包壳性能评价技术研究 [2022HNJ05]
应变的 LOCA 瞬态工况的模拟及测量技术，完
成国产新锆合金材料失稳氧化、长期冷却、
LOCA 塑性变形、轴向加载淬火断裂、高温氧
化淬火塑性及长期内压蠕变等性能研究，获得
相关性能数据及模型，为国产新锆合金材料入
堆辐照进行的安全分析及安全审查提供可靠的
技术支持。本成果的主要创新点包括： 一
等
（1）首次在国内建立了燃料包壳在 LOCA
奖
工况下性能评价与试验的平台和方法；
（2）攻克了薄壁管表面可控刻痕、高热流
密度模拟燃料棒组装、小间隙模拟燃料棒组件组
装、高燃耗燃料包壳性能模拟等四项关键技术；
（3）首次获得并建立了国产新锆合金在
LOCA 工况下的性能数据库和关键模型。
本成果具有自主知识产权，授权发明专利
3 项、受理发明专利 1 项，授权实用新型 5 项，
技术自主可控，达到了国际先进水平。
本成果为压水堆不同燃料包壳的 LOCA 性能
研究奠定了坚实的基础，满足了我国 LOCA 安全
准则验证及 LOCA 评价模型开发的需求；已成功
该成果任务来源于大型先进压水堆及高温
应用于国产包壳的研制及入堆安审，弥补了自主
气冷堆核电站重大专项 CAP1400 先导组件用锆
化燃料研发对事故工况研究的缺失和不足，极大
合金 LOCA 性能研究课题。失水事故（LOCA）
地提升了我国燃料研发的能力和水平。
是一种典型的设计基准事故，在反应堆安全分
析中处于非常重要的地位。国内外安全法规均
要求 LOCA 发生时必须维持堆芯的几何可冷却
性。核燃料燃耗加深、新材料应用和试验技术
进步致使 LOCA 工况下的燃料性能研究一直是
国际核安全领域的研究重点之一。
目前国内燃料性能研究主要针对稳态运行
工况，缺乏系统的瞬态 LOCA 工况研究，导致
国产包壳材料安全审查相关数据及安全分析模
型欠缺，已成为制约我国燃料自主化发展的关
键瓶颈之一。
本课题旨在攻克对高温、快速升温以及大
完成单位：中国原子能科学研究院
通信地址：北京市 275 信箱 65 分箱
联.系.人：徐莉..电话 010-69358980..
电子邮箱：xuli@ciae.ac.cn
59
