铀氢化锆燃料特性（2）

5液态金属填充氢化物和氧化物轻水堆燃料的比较 表6给出了3种压水堆燃料元件的估算温度。两种氢化物燃料包括：一种是在芯块与包壳间填充氦气，另一种是填充液态金属（LM）。为便于比较，给出了常规氧化物燃料温度作为参考。     

铀氢锆燃料芯块的测氢装置

本文介绍了铀氢锆燃料中氢含量的测定装置及该装置的精密度测定,对不同的载气流量、提取温度及收集时间的影响分别作了测试研究。当载气流量在85—100ml/min,提取温度由900℃增至1550℃时最佳的收集时间可由30分钟减至18分钟;对氢含量为1.89wt%氢化锆参考标样的测定指出,六次测定的精密度优于±2%,测量误差为2%,氢的回收率达99.3%。测试应用表明本装置及其测试方法稳定且操作简单。     

锆铀合金氢化研究

锆铀合金通过氢化可制得U-ZrH_x燃料。合金中加入0.2—0.4wt%碳,有效地防止了燃料棒氢化过程中出现开裂的现象。氢化系统采用常压、高温、小流量的通氢方式,分级保温保压慢速冷却的氢化工艺及调整最终的氢化温度和压力,能够控制U-ZrH_x燃料的氢锆原子比H/Zr,以满足使用要求。     

铀氢化锆燃料特性（1）

本文评价了作为轻水堆燃料的两相氢化物U0.3ZrH1.6的相关特性。其中许多可用的数据来自于40多年前的空间核辅助动力源计划（SNAP）和过去30多年来为TRIGA研究堆储备的非常有限的数据。总结了其输运、力学、热传输和化学特性。氧化物燃料和氧化物燃料的一个主要区别是后者具有很高的热导率,这一特性显著降低了反应堆运行时的燃料温度,从而减少了反冲造成的裂变气体释放。但是,在氢化物燃料中观察到了铀原子周围形成空位所造成的早期异常肿胀。为了避免这种肿胀的产生,要求将燃料峰值温度限定在650℃左右（燃料开发者推荐的设计限值是750℃）。要满足此温度限值,需要用液态金属而不是氦气来填充燃料咆壳间隙。液态金属的热导率比氦气大100倍左右,因此前者对间隙厚度的限制不如后者严格,有可能通过选择足够大的初始间隙尺寸来有效推迟芯块与包壳的直接接触（PCMI）。填充液态金属使得燃料可以在现有的轻水堆线功率下使用而不会超过任何设计限值。氢化物燃料中的主元素氢在运行过程中的行为是发生氧化物燃料所没有的现象的根源。由于ZrHx中的氢有很强的热致传输能力（热扩散率）,燃料中氢在温度梯度下的再分配使H／Zr比发生变化,由最初的1．6变成了中心的1．45和边缘的1．70。因为氢化物的密度随H／Zr比的增加而降低,氢再分配的结果使得芯块内部为拉应力,而边缘为压应力。由此导致的燃料芯块边缘的压应力足以克服温度梯度造成的热膨胀引起的拉应力,从而防止了氧化物燃料中典型径向裂纹的出现。确定了数种辐照时H／Zr比的降低机制,第一种是燃料中的杂质氧从Zr向稀土元素氧化物裂变产物中的迁移;第二种是这些裂变产物金属氢化物的形成;第三种是作为H2逃逸到气腔中。对氢化物燃料制造方法的评估表明,即使是大规模地生产氢化物燃料,其制造费用也可能显著高于氧化物燃料。氢化物燃料的裂变产物肿胀率高（是氧化物燃料的3倍）,要求芯块包壳间的间隙要在300μm左右才能避免芯块与包壳的直接接触。     

高铀U-ZrH_x-Er细棒燃料氢化开裂原因分析

采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,且成分均匀性较好;含粗铀的氢化样品中U、C和少量Fe元素构成的析出物膨胀系数与锆基体差异较大,当锆基体随着吸氢量的增加而发生体积膨胀时,U、C和少量Fe元素构成的大块析出物作为第二相钉扎在基体内,引起应力集中而造成样品开裂。含精铀的氢化样品中U和以碳化锆形式存在的C元素在氢化锆基体中分布比较均匀,不存在应力过于集中的状况,氢化样品不会产生开裂。     

氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析

中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、~(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆~(233)U初始浓度降低到2.5×10~(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其~(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。     

铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况.在此基础上,对铀氧化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析.结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性.     

铀氧锆反应堆燃料元件设计

本文论述了铀氢锆反应堆燃料元件设计中的一些主要问题——材料选择和性能、结构设计、设计方法和主要方程式,并给出了主要计算结果.得出的结论是,这种燃料元件无论在稳态运行、脉冲运行还是在反应性事故或失水事故工况下,都是安全可靠的.     

美法两公司组成铀氢锆堆燃料合资公司

【美国《核燃料》1995年7月31日刊报道】 美国通用原子公司(GA)和法国原子燃料研究制造公司(Cerca)7月20日宣布,这两家公司组成一个为GA所建的一些铀氢锆研究堆(Triga)制造燃料的法国合资公司。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素（MA）产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明：当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的²³³U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50 a平均钍铀转换比（CR）可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

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。      

(U,Gd)O_2可燃毒物燃料芯块制造工艺及其主要性能

介绍了中国核动力研究设计院(U,Gd)O2可燃毒物燃料芯块制造生产线所使用的原材料UO2粉末、Gd2O3粉末、(U,Gd)3O8粉末以及添加剂硬脂酸锌和草酸铵的主要性能,同时描述了混料、制粒、成型、烧结和磨削等制造工艺过程及其产品(U,Gd)O2芯块的主要性能,并对制造过程中有关工艺控制参数进行了讨论。     

UO_2-Er_2O_3燃料芯块的烧结工艺研究

对UO_2-Er_2O_3可燃毒物燃料芯块的烧结工艺进行研究。试验表明:烧结过程中选择生坯密度在55%~60%理论密度的生坯芯块,在1700~1750℃,H2气氛中烧结2~3 h,可得到完整度、密度、晶粒尺寸等性能满足要求的燃料芯块。     

加工工艺对Zr-4合金薄壁管材氢化物取向的影响

采用两种轧制方法、5种退火制度与4种矫直压下量,研究了冷轧工艺、成品退火制度、矫直工艺对Zr-4合金薄壁管材氢化物取向的影响.结果表明,冷轧工艺对氢化物取向因子的影响不大;在合适的冷轧工艺条件下,消除应力退火的管材,氢化物取向因子非常小,氢化物几乎都沿周向分布;随退火温度的增加氢化物取向因子增大;矫直压下量对氢化物取向因子的影响较大,随压下量的增大氢化物取向因子增大,管材靠外壁的氢化物取向因子高于其内壁.     

基于全自动振动装管装置的核燃料棒芯块装管工艺及改进

确定了全自动振动装管的振动频率等参数。由于全自动振动装管工艺易造成包壳管定位差、包壳管管口磨痕等缺陷,影响燃料棒的外观质量,通过对全自动振动装管装置及辅助工装的改进,特别是针对包壳管管口磨痕等缺陷进行了一系列的工艺优化及改进,解决了装管过程中的燃料棒表面磨痕问题,提高了全自动振动装管装置的稳定性和可靠性。     

Research on Coupling of Neutronics and Thermal-hydraulics for Fuel Assembly of Thorium Molten Salt Reactor Moderatedby Zirconium Hydride Rod

Based on Monte Carlo particle transport code MCNP and self-developed sub-channel thermal-hydraulic code SubTH, a code system MCNP-SubTH coupling neutronics with thermal-hydraulics was developed, which was suitable for steady state analysis for a thorium molten salt reactor moderated by zirconium hydride rod (ZrH-MSR). It solved the difficulties in the neutronics and thermal-hydraulics coupling code due to different mesh types, and has a general validity. MCNP-SubTH exchanged data between MCNP and SubTH by an external coupling. The power density field obtained from MCNP was provided as a SubTH solution file to give a user-specified source term, and then the density and temperature field from SubTH was updated and as a new MCNP input file by MCNP-SubTH to realize iterative calculation. The accuracy of MCNP-SubTH was verified by each relatively independent module. MCNP-SubTH application in the fuel assembly of ZrH-MSR was studied, and its validity was verified.     

Plasma Processing of Fuel Pellets

Atomic Energy - The plasma technology for producing powder from fuel-rod fuel that failed an engineering requirements audit is validated. The fundamentals of nucleation of a steam–gas system...     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序开发

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。