耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。     

压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析

对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiCZrFeCrAlAPMT304SS310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。     

耐事故包壳中子经济性分析

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳.耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的"锆水"反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故.本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下...     

耐事故燃料研究进展

2011年日本福岛核电事故使人们意识到了现有UO_2-Zr核燃料系统的缺陷,尤其在反应堆能动安全系统失效后越发明显。此后提出了耐事故燃料(ATF),它是为提高燃料元件抵御严重事故能力而开发的新一代燃料系统。ATF技术是近50年以来核燃料领域的一次重大技术革命,是超高安全核能系统的未来,在国际核能界已掀起一股科技研发热潮,正深刻改变着核能科技的发展方向。该论文主要从燃料包壳与芯块工艺方向介绍了近几年国际上对新型ATF燃料的研究进展。     

高燃耗下UN-FeCrAl燃料元件稳态及瞬态热力学性能分析

UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一,需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t^-1(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明,稳态工况下UN-FeCrAl燃料元件热力学性能表现良好;瞬态下UN燃料的芯块中心温度最高仅为862℃,可满足芯块温度设计要求,但FeCrAl包壳的瞬态应力最大将达到459 MPa,且瞬态应变量相比于稳态应变量最大增加了0.23%,这可能会使FeCrAl包壳面临瞬态应力和瞬态应变准则超限的风险。因此后续研究应重点关注FeCrAl包壳的瞬态应力和瞬态应变性能。     

FeCrAl包壳燃料棒辐照行为研究

铁素体FeCrAl不锈钢具有成为耐事故燃料包壳材料的潜在价值。通过FeCrAl包壳燃料棒堆内性能的初步分析,评估FeCrAl包壳的堆内性能,并对FeCrAl包壳后续的研发及应用提出建议。使用FUPAC程序对FeCrAl包壳燃料棒的堆内稳态辐照行为进行了初步研究。分析结果表明,FeCrAl包壳燃料棒的温度、内压、应力应变均低于设计限值。     

U3Si2燃料芯块的制备与显微组织研究

使用电弧熔炼破碎制备U₃Si₂粉末，通过粉末冶金工艺制备获得U₃Si₂燃料芯块，研究了芯块制备过程中U₃Si₂芯块成型能力以及烧结工艺对密度和显微组织的影响。结果表明，加入质量分数为0.5%的聚乙二醇（PEG）成型剂，在260~300?MPa压力下压制成型，在1550℃烧结2~4?h后，U₃Si₂芯块密度最高达到11.4?g/cm3，达到理论密度的的93%以上；芯块晶粒大小均匀，约为60 μm，局部区域存在着少量U相或UO₂相夹杂；芯块的热导率明显优于UO₂，且随温度的升高，其热导率呈线性升高趋势。      

采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析

研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。     

SiC复合包壳堆内性能初步分析

采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。     

事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO₂-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO₂-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加²³⁵U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的k_inf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

压水堆燃料棒三维热-力学性能的精细模拟

压水堆燃料棒工作在复杂的辐照、热和力学环境中,对其性能进行定量评估涉及多种复杂的物理现象。目前常用的燃料性能分析程序一般对结构采用简化的轴对称假设,对辐照肿胀、辐照蠕变和高温蠕变等物理现象以及辐照-热-力等物理场之间的耦合考虑并不充分。基于ABAQUS有限元求解框架,开发了压水堆燃料棒三维热-力学性能的模拟程序,利用程序对压水堆燃料棒进行了稳态分析,以及升功率和反应性引入事故两种瞬态分析。结果表明:辐照引起燃料致密化和肿胀对燃料温度变化有重要影响;芯块应变增加主要是由裂变产物肿胀引起的;芯块几何结构导致包壳应力集中发生在芯块间的交界面处;燃料棒功率的急剧变化会加快芯块表面破裂的进程;反应性引入事故会导致芯块从内部开始破裂,并会引发芯块-包壳的接触。     

先进压水堆燃料组件计算不确定性分析

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,~(235)U平均裂变中子数反应、~(238)U辐射俘获反应、~(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中~(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。     

压水堆核电站严重事故下的设备鉴定

本文给出了压水堆核电站严重事故下设备鉴定研究的基本内容和研究结果。对需鉴定设备的确定原则,鉴定环境条件包括压力、温度及辐照剂量的确定方法,以及设备鉴定建立的过程进行了详细的讨论和分析。        

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。     

压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆；反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部，而是在其侧面；通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。     

基于粒子群优化算法的压水堆换料优化初步研究

基于大亚湾核电站压水堆堆芯燃料组件布置建立优化的数学模型,采用离散的多目标粒子群优化算法和基于有限元法的堆芯计算软件"Donjon",及组件计算软件"Dragon",将粒子群程序与堆芯物理计算软件结合,编制完整的堆芯燃料管理优化程序。应用此优化程序对大亚湾核电站初装料进行优化的结果表明:粒子群优化算法得到的优化方案与参考方案相比,keff增加11.9%,且功率峰因子低于1.4,满足安全限值。