含钆堆芯平衡循环优化技术研究

通过对平衡循环燃料管理技术进行分析,确定对钆棒采用两端装UO₂芯块的轴向分区设计并提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度的优化方法。根据钆棒两端不同长度UO₂芯块对堆芯轴向功率分布的影响初步确定了钆棒两端UO₂芯块的长度,根据UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度对燃料经济性和制造的影响初步确定了UO₂-Gd₂O₃芯块中的235U富集度。分析了钆棒轴向分区和提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度各自及综合相对于比较基准方案对堆芯功率分布的影响,优化方案相对于比较基准方案在Ⅰ和Ⅱ类反应性事故工况下对安全性的影响,并对优化方案中的UO₂-Gd₂O₃芯块进行了安全验证。研究结果表明,通过在钆棒两...     

芯块年龄对燃料棒富集度检测的影响研究

为保证核电站运行安全,反应堆装入核燃料组件的²³⁵U富集度具有严格的设计要求。因此,反应堆燃料棒均必须经过100%富集度及装料均匀性无损检测。已有富集度检测包括有源法和无源法,通过对有源法、无源法两种富集度检测方法中UO₂芯块年龄现象的研究,发现有源检测法在较低活度下,受UO₂芯块年龄影响,使得燃料棒富集度无法正确检测,需采用被动放置等待的方式解决芯块年龄问题。无源法可在检测中直接校正芯块年龄,满足生产检测要求,已得到工程化应用。     

钨掺杂陶瓷微囊UO2芯块的制备与性能研究

微囊UO₂芯块属于耐事故燃料中的UO₂芯块掺杂改性技术方向。在微囊UO₂芯块中,金属或非燃料氧化物构成薄壁的连续网络结构,封装UO₂颗粒,从而增强对强放射性、腐蚀性裂变产物的滞留能力。基于国内外微囊芯块的研究进展,本文设计了一种钨掺杂的陶瓷微囊UO₂芯块,通过包含混料、成型、烧结在内的粉末冶金方法,制备了具备微囊结构特征的芯块,并对其组织结构、热物理性能以及吸收Cs的性能进行了研究。结果显示,作为原材料的混合粉末,化学成分均匀,烧结芯块外观良好,具备微囊结构特征的芯块的密度高于理论密度的95%,热导率与参比UO₂芯块相当,微囊结构对Cs具有较强的吸收能力。以上结果证明了添加金属和非燃料氧化物的微囊UO₂芯块的设计、制备和应用可行性。     

掺杂Cr2O3对UO2芯块烧结行为的影响

提高燃料燃耗的一个有效手段是通过增大UO₂晶粒尺寸来减少元件内部气体压力,在大晶粒UO₂芯块中,裂变气体到达晶界表面的距离增加,因而裂变气体的释放速率降低,元件内部气体压力的增高缓慢。本文研究了添加Cr₂O₃对UO₂晶粒尺寸的影响。对纯UO₂、添加0.5% Cr₂O₃及5% Cr₂O₃ 3种配方的芯块进行了试验,在5%H₂Ar保护下,以10 ℃/min和5 ℃/min的升温速率升温至1 700 ℃,然后烧结2 h或4 h,对比纯UO₂芯块与添加Cr₂O₃的芯块发现,添加Cr₂O₃可有效增大晶粒尺寸;较长的烧结时间可促进晶粒长大;较低的升温速率也使晶粒长大。烧结过程产生液相烧结,液相浸润晶粒边界,促进晶粒长大。     

回收铀燃料元件UO2芯块辐照后显微组织研究

为评价回收铀燃料元件中UO₂芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO₂芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为进行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO₂芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO₂芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状,均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象,辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征并无明显差别。此外,在相同的堆内运行工况条件下,回收铀燃料元件UO₂芯块辐照肿胀不明显,芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀并无明显差别。      

UO2复合燃料芯块导热性能有限元模拟

目前各国均在开发适用于压水堆的含有高导热性第二相材料的新型先进UO₂复合燃料芯块。本文通过有限元计算方法分析了新型先进UO₂复合燃料芯块关键结构参数对其导热性能的影响。结果表明：少量高导热性第二相材料的添加可显著降低燃料芯块服役过程中的中心线温度;第二相的种类、含量、分布形式等均对新型先进UO₂复合燃料芯块的导热性能有重要影响。     

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。      

耐事故UO2基复合燃料芯块的研发进展

对先进耐事故燃料（ATF）芯块的研发背景进行了概述,重点讨论了耐事故UO₂基复合燃料芯块的国内外研究现状,认为UN、U₃Si₂和ThO₂等燃料相是耐事故UO₂基复合燃料芯块中最具发展潜力的掺杂相,然而其最佳添加量及分布状态尚需结合多尺度数值模拟和实验研究的方法开展深入探索。      

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。      

UO2?-Er2O3燃料芯块制备技术初步研究

对Er₂O₃质量分数为4.32%的UO₂-Er₂O₃可燃毒物燃料芯块的制备技术进行了初步研究。通过对比不同工艺条件（混料、成型、烧结）下,芯块的外观完整度、密度、晶粒度等性能,初步得到了UO₂-Er₂O₃燃料芯块的制备技术。试验表明:干法球磨混合6?h,添加5‰的聚乙烯醇（PVA）,300~350?MPa压力下冷压成型,1700~1750℃、H₂气氛中烧结2~3?h,可得到外观完整、密度大于等于95%理论密度（T.D.）、晶粒尺寸大于8?μm的UO₂?-Er₂O₃燃料芯块。      

UO2-x燃料芯块的晶粒生长动力学

本文采用恒速升温和等温烧结实验方法研究了亚化学计量UO_2-x燃料芯块的晶粒生长动力学。结果表明,以UO_2+x+5%U为原料,可得到密度为94.91%TD～96.23%TD（TD为理论密度）、O与U的原子个数比为1.975～1.990的合格的亚化学计量UO_2-x燃料芯块;在烧结温度≤1 650 ℃时晶粒生长速率较低,在烧结温度≥1750 ℃时晶粒生长速率较高;初始晶粒尺寸G₀不能忽略不计,亚化学计量UO₂-x燃料芯块的晶粒生长动力学符合4次方模型G⁴-G⁴₀=k₀texp(-1 000Q/RT),晶粒生长速率常数k₀=78.76 μm⁴/h,激活能Q=433.35 kJ/mol。     

不同燃耗步长对KYLIN-Ⅱ软件kinf计算结果的影响分析

KYLIN-II软件基于改进预估修正方法进行临界燃耗迭代求解。本文针对压水堆纯UO₂燃料组件、含硼可燃毒物的UO₂燃耗组件和含钆可燃毒物的UO₂燃料组件,使用KYLIN-II软件,分析了不同燃耗步长对组件无限增殖系数k_inf计算结果的影响。通过比较分析,对于不同类型的燃料组件,给出了适合的燃耗步长选取,使其可以获得较高的计算精度。      

放电等离子烧结参数对U3Si2芯块力学和热学性能影响的研究

U₃Si₂是轻水堆中最具前景的事故容错核燃料之一,有望在未来取代UO₂核燃料而被广泛使用。目前,采用放电等离子烧结(Spark Plasma Sintering,SPS)技术制备U₃Si₂芯块的研究已被广泛报道,但SPS参数对芯块性能的影响还尚不明确。本文采用SPS技术制备了U₃Si₂芯块,并研究了不同烧结温度(1 000～1 300℃)和压力(30～90 MPa)对芯块的力学和热学性能的影响。利用激光导热仪测量了芯块的热扩散率,并计算出芯块的热导率。通过纳米压痕仪测量芯块的力学性能,包括硬度、杨氏模量和断裂韧性。研究结果表明：所制得的U₃Si₂芯块热导率在27～700℃范围内均呈现线性增加的趋势,并随着烧结温度和压力的升高而增大;芯块的硬度和杨氏模量随烧结温度升高而增大,且随着压力的升高呈现先增加后平缓的趋势,并在60 MPa趋于平缓;芯块的断裂韧性随烧结温度升高而降低,并随着烧结压力的升...     

模拟乏燃料的氧化挥发首端工艺研究

通过实验室制备的UO₂模拟芯块,分别研究了氧化与还原气氛下,温度、气体组成和保温时间对粉化与转化过程的影响,结果显示,氧化条件为空气/450℃/4 h、还原条件为4%(体积分数)H₂-Ar/700℃/4 h的三次氧化还原循环流程,对UO₂模拟芯块和真实天然铀芯块均有良好的粉化效果。针对制成的包含有多种裂变元素的模拟乏燃料,在经过三次氧化还原循环流程处理的基础上,进一步结合1 200℃/4 h的更高温挥发技术,形成国内首个模拟后处理氧化挥发首端工艺。该工艺能够使Mo、Te、Se和Ru等半挥发性裂变元素以氧化物的形态被有效去除,去除率均达到85%以上。     

高速无源燃料棒235U富集度检测设备研制

高速无源燃料棒²³⁵U富集度检测设备采用小型化模块化BGO+SiPM探测器串列及集成了放大、甄别、信号采集、网络传输、I/O功能的多通道核电子仪器组成检测体,设计恒温箱对检测体温度进行精准控制,通过燃料棒传输及上下料装置完成燃料棒²³⁵U富集度及棒内富集度异常芯块的全自动检测。设备具有良好的芯块年龄校正功能。测试表明,单通道96只探测器检测速度6 m/min时,富集度检测精度优于2.1%,对基体富集度3.4%、富集度偏差8.73%的异常芯块检出率为70%,检测置信度95%。     

环形薄壁Al-UO2弥散芯块的制备工艺

本文研究了环形薄壁Al-20%UO₂弥散芯块的热压烧结和无压烧结工艺,分析了芯块的性能。研究发现：真空热压烧结弥散芯块的密度较低,且易出现开裂问题;真空无压烧结能制备合格的Al-20%UO₂弥散芯块。对Al粉进行PVA湿法造粒,再与UO₂粉末进行两步均匀混合,在550 MPa成型,Al-20%UO₂压块的成型相对密度达93.45%,外径和内径的弹性后效分别为0.455%和0.194%。在490 ℃、4×10^-2Pa真空无压烧结1 h,Al-20%UO₂弥散芯块的烧结相对密度达94.54%;外径为（53.230±0.006） mm,膨胀率为0.415%;内径为（45.506±0.017） mm,膨胀率为0.278%。芯块不经研磨加工,可直接装管密封制成靶件。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。     

轻水堆含钆燃料棒稳态辐照行为分析

国内外的压水堆燃料组件最新设计中,广泛采用钆燃料（UO₂-Gd₂O₃）作为可燃毒物来控制初始反应性和展平堆芯功率分布。钆燃料棒的性能与普通燃料棒存在较大差异,本文利用燃料元件性能分析程序FRAPCON-3.5对BR3堆内含钆燃料棒性能进行计算,并与实验测量值进行比较。结果表明：FRAPCON-3.5对含钆燃料棒的计算结果与实验测量值符合较好;含钆燃料棒在辐照初期强化了燃料棒自屏效应,对燃料的径向功率分布影响显著;在平均功率密度相同的情况下,燃料中加入钆会导致热导率降低,芯块温度升高;钆含量不同,裂变气体释放及燃料和包壳的变形略有差异。     

电喷雾串联质谱模拟天然单质铀的形成

采用三重四级杆质谱模拟并分析微观含铀分子化学键断裂形成新的物质的过程以探讨单质铀的产生机理。结果表明,含铀分子在质谱中离子化后经碰撞诱导解离可生成U⁺。研究还发现,硝酸铀酰溶液通过电喷雾可形成UO⁺₂(m/z 270)、UO₂OH⁺(m/z 287)、UO₂H₂OOH⁺(m/z 305)、UO₂NO⁺₃(m/z 332)、UO₂(H₂O)₃NO⁺₃(m/z 386)及双聚铀酰离子［(UO₂NO₃H₂O)₂NO₃］⁺(m/z 762),在具有一定动能N₂的碰撞下它们均可产生游离的U⁺。通过模拟实验推测,天然单质铀形成的微观机理为：在漫长地质年代中放射性核素持续衰变产生的能量粒子撞击含铀分子使其化学键断裂生成游离铀离子,在封闭或强还原性等特殊地质条件下形成单质铀并被保存下来。     

氯化锂熔盐中八氧化三铀电解还原基础研究

将氧化物乏燃料直接电解还原为粗金属的过程是目前以电解还原-电解精炼为特征的主流干法后处理流程的重要步骤。二氧化铀（UO₂）是乏燃料的最主要成分,将致密的UO₂芯块转化为八氧化三铀（U₃O₈）粉末后,再进行电化学还原能有效提高还原速率。因此,以U₃O₈为研究对象,开展其在氯化锂（LiCl）熔盐中的电解还原机理研究,对后处理干法流程的开发具有重要的现实意义。本文在650 ℃的LiCl熔盐中,采用循环伏安法和恒电位电解法,研究U₃O₈的电解还原行为;对电解后的样品,运用XRD、SEM等手段分析其组成和形貌,并推测相应的还原机理。