烧结二氧化铀燃料裂变气体肿胀的数值模拟研究

建立低温条件下烧结二氧化铀燃料(简称UO2燃料)中裂变气体的肿胀计算模型,采用有限差分方法编写计算程序,定量计算不同燃耗和温度条件下UO2燃料中固溶态的裂变气体份额、裂变气体气泡的密度与平均半径以及它们对燃料肿胀的贡献.计算表明,该模型能用于预测低温条件下UO2燃料中裂变气体所导致的肿胀随燃耗的变化规律.     

α-U中裂变气体和合金元素相互作用的第一性原理研究

<正>金属燃料在使用过程中经历着剧烈的演变过程,制约其高燃耗的关键问题有:裂变气体释放和燃料的肿胀;燃料成分的重布,主要是指合金元素重分布;裂变产物的迁移及其对包壳的腐蚀。随着燃耗的升高,产生大量的裂变气体会影响合金元素的重布及其析出行为。本工作运用基于密度泛函理论的第一性原理计算程序VASP研究了α-U中裂变气体氙(Xe)和合金元素锆(Zr)和     

热管式空间快堆精细化燃耗计算分析

裂变气体产物的积累会造成燃料元件失效,本文主要利用蒙特卡罗燃耗计算程序RMC对热管式空间快堆UN燃料精细化燃耗和放射性核素的产生进行了计算,研究了空间堆的精细燃耗分布以及UN燃料中裂变气体(主要是Xe和Kr)的积累随运行时间的变化规律。结果表明:百千瓦热管式锂冷空间堆过剩反应性满足7年不换料要求,寿期末的燃料与包壳之间的压强不足以造成燃料元件的破损,整个寿期空间堆燃料处于安全可靠的状态。     

液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

为探究采用增殖燃烧模式运行的液态燃料氯盐快堆的平均卸料燃耗深度，基于中子平衡分析方法，选取5种常用氯盐，提出在线清除裂变气体和难溶裂变产物方案来维持增殖燃烧运行模式，主要研究分析了氯盐的重金属密度和在线处理方案对最小需求燃耗的影响以及无限栅元模型下维持增殖燃烧模式可接受的堆芯中子损失项。分析表明68NaCl-32UCl₃和20UCl₃-80UCl₄的最小需求燃耗分别是30.47%FIMA（FIMA是指已裂变原子数与初始的总装料金属原子数之比）和10.28%FIMA；清除裂变气体和难溶裂变产物后，60NaCl-40UCl₃可接受的中子损失项从3.49%提高到10.68%。结果表明氯盐的重金属密度对最小需求燃耗有明显影响，同时清除裂变气体和难溶裂变产物能够较大提高燃料盐系统的中子经济性，以及提高增殖燃烧模式运行可接受的堆芯中子损失项。      

基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型

根据弥散燃料颗粒开裂后裂变气体的3种释放途径，分别建立了裂纹连通释放模型、气泡连通释放模型以及原子扩散释放模型，综合得到了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型，并采用该模型对裂变气体释放量进行了计算。结果表明:裂变气体释放量主要由裂纹连通释放途径贡献；燃耗深度越高，裂变气体释放量的增加速率会越大；随着退火温度的增加，裂变气体释放量迅速增加，而退火时间越长，裂变气体释放量的增加速率越低。通过裂变气体释放量模型计算得到的裂纹宽度与实验观察到的裂纹宽度符合较好，对比结果验证了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型的合理性。      

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC，针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析，研究了高燃耗下裂变气体释放行为，并与试验数据进行了对比验证。结果表明，在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中，该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好；程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程，但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

压水堆燃料棒裂变产物释放产生比计算方法

为对压水堆一回路源项进行准确分析,在研究了美国核管制委员会(Nuclear Regulatory Commission,NRC)发布的计算气体裂变产物释放产生比(Release to Birth Ratio,R/B)的ANSI/ANS-5.4标准及法国METEOR 1.5程序计算气体裂变产物释放产生比的方法后,分别利用几种方法计算了燃料棒在不同功率水平以及不同燃耗下的几种气体裂变产物的释放产生比,对几种方法进行了研究分析。结果表明,燃料棒的裂变产物释放产生比会随着其功率以及燃耗而增大,相较于美国ANSI/ANS-5.4-2011标准,法国METEOR 1.5程序方法更为保守,而NRC原有的ANSI/ANS-5.4-1982标准最为保守,计算出的释放产生比最大,ANSI/ANS-5.4-2011标准能较好地适用于压水堆核电站裂变产物释放份额的计算。     

气体裂变产物87Kr半衰期测定

⁸⁷Kr是核燃料裂变燃耗测定中重要的气体裂变产物。为准确测定核燃料的裂变燃耗，要求⁸⁷Kr半衰期具有很高的准确度。本工作用单个HPGe探测器连续跟踪和双HPGe探测器位置接续法测定⁸⁷Kr的半衰期。⁸⁷Kr半衰期的测定结果为（76.33±0.07）min。     

高浓铀快堆裂变产物的反应性效应及假想裂变产物的等效方法

本文利用高浓铀快堆燃耗近似计算方法对230种裂变产物进行了非均匀燃耗计算。以裂变产物的反应性效应为依据,研究了三种假想裂变产物的等效方法。我们推荐其中一种等效方法,它将所有裂变产物等效成两种假想裂变产物,其反应性效应在整个燃耗过程中的最大误差仅约2%。     

FRAPCON-2程序改进和校验

通过改进FRAPCON-2程序中的燃料导热系数模型和裂变气体释放模型,使之能对高燃耗的燃料进行性能分析计算。并利用Halden堆IFA 597.3 ROD8的试验数据对程序进行了验证。结果表明,改进后的程序所计算出的参数（如燃料温度和裂变气体释放份额）均与实测值符合很好,对程序的改进是成功的。     

基于拼接裂变矩阵的燃耗计算方法研究

为了实现高效率的输运-燃耗耦合计算,本文基于拼接裂变矩阵理论提出了一种新的燃耗计算方法。拼接裂变矩阵方法使系统的裂变矩阵可以通过预先计算的数据库获得,再根据计算模型的实际工况,按照终点区域性质进行拼接。裂变矩阵数据库采用蒙特卡罗固定源计算得到,堆芯计算也不需要蒙特卡洛模拟,因此可避开耗时的临界计算。本文采用新的燃耗计算方法计算了一个典型两组件模型燃耗600有效满功率天（EFPD）的有效增殖因子和裂变源分布,结果表明燃耗-富集度复合修正比例可将裂变源均方根误差控制在0.7%以下,证明该算法的可行性。     

应用后处理厂释放Xe的稳定同位素分布估算燃耗的可行性研究

在后处理厂释放的气体中,裂变产物Xe的同位素分布随乏燃料燃耗而变化。燃耗决定了240Pu和239Pu的比值。挑选适当的Xe同位素比,用其实验测量值推算出乏燃料的燃耗,进而判断正在被分离的钚是否为军用钚,是核保障中的关键问题之一,也是本工作的研究目标。本工作从理论和实验两方面     

球床式高温气冷堆在线燃耗测量中^239Pu的影响分析

高温气冷堆中,燃料的平均燃耗比较深.随着235U的消耗和239Pu的累积,239Pu的裂变就将成为一个不可忽略的部分.通过理论计算,讨论了239Pu的裂变对于燃耗测量的影响.计算表明,当燃料球燃耗达到80 000 (MW·d)/t (U)时,239Pu的裂变所贡献的燃耗份额约26.7%,239Pu裂变产生的137Cs和134Cs分别占其各自总活度的27.2%和23.2%;比较而言,利用137Cs活度来计算燃耗的方法比用活度比134Cs/137Cs好.     

用气体符合测量装置测量~(133)Xe活度

正为解决裂变燃耗诊断、核燃料元件破损监测以及反应堆排出物监测等放射性气体测量中对~(133)Xeγ射线81keV低能点的效率刻度问题,建立了放射性惰性气体活度符合测量装置,并开展了气体活度测量以及~(133)Xe气体模拟源研究。测量装置采用β-γ符合方法,测量~(133)Xe气体活度。探测     

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

组件燃耗对堆芯裂变中子源参数的影响

在中子输运计算中，准确的裂变中子源是保证计算结果可靠性的前提和基础：随着组件燃耗的加深．^235U等核素不断消耗，^239Pu、^240Pu、^241Pu等核素不断积累，导致每次裂变产生的平均中子数v和裂变释放的平均能量E也随之变化，裂变中子源的归一化因子随燃耗增加而增加。因此，在中子输运计算中，必须考虑组件燃耗对堆芯的裂变中子源参数的影响。     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的辐照史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有下述特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中子俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Wd获得燃耗结果的修正量分别为 0.29%, 16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

UO2燃料裂变气体渗流模型研究

为分析UO₂燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO₂燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO₂燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。      

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的照射史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,r)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量、可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有如下特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd获得燃耗结果的修正量分别为+0.29%,+16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型，该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响，并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据，产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵，以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明，对于栅元无限增殖因数，裂变产额和半衰期引入的不确定度很小；对于部分裂变产物的原子核密度，裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。