HTR-PM两根一回路连接管断裂的进气事故分析

进气事故是模块式高温气冷堆关注的超设计基准事故之一,石墨氧化腐蚀反应可能导致反射层结构强度减弱、燃料元件完整性和包容裂变产物能力被破坏,以及产生可燃气体等较严重后果。进气事故的分析研究对进一步掌握高温气冷堆的事故特性以及提高反应堆的安全设计具有重要意义。本文基于200MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步设计,假设与一回路压力边界上、下相连的燃料元件进料管和卸料管同时发生断裂,从而形成烟囱效应并导致空气进入堆芯,利用高温气冷堆专用系统分析软件TINTE对自然循环建立及后续的进气腐蚀过程进行了研究,分析了自然循环流量、堆内石墨腐蚀速率、舱室氧气消耗量、燃料元件温度等关键参数的变化。结果表明,即使考虑腐蚀反应的不均匀性,事故后约60h时才会出现首个燃料包覆颗粒裸露现象,燃料元件最高温度峰值低于1620℃的设计限值,保持完好的燃料包覆颗粒仍具有包容放射性裂变产物的能力。同时,如果在相应的时间内采取措施切断进气源,使石墨腐蚀反应不能继续发展,将不会对反应堆的安全造成严重的影响。     

HTR-10中石墨材料氧化的估算

通过合理的分析模型,研究了10MW高温气冷堆（HTR-10）中石墨材料IG-11的氧化情况。以HTR-10反射层为例,计算了反射层最高温度处氧气对石墨的氧化情况。计算发现,石墨的氧化程度随反应产物中CO份额的增加而加剧;当反应全部为CO时,石墨材料的最大理论耗蚀厚度为35．8mm;当反应全部为CO2时,石墨材料的最小理论耗蚀厚度约为23．7mm;石墨材料在整个服役期间,在反射层温度最高处,石墨的氧化比较严重。     

底反射层氧化对模块式高温气冷堆进气事故的影响分析

进气事故是模块式高温气冷堆(HTR-PM)事故分析中重点考虑的一种事故类型。核级石墨在高温气冷堆中被广泛用作反射层材料、结构材料和慢化材料等。在进气事故中,燃料元件基体石墨发生氧化反应增加了燃料颗粒裸露和放射性释放的风险,底反射层发生氧化反应降低了石墨材料的机械性能,可能破坏堆芯底部结构的完整性。本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE,分别选取两种不同氧化速率的石墨材料作为底反射层材料,以热气导管双端断裂的进气事故为例,分析不同材料对进气事故的影响。在保证底反射层完整性的前提下,底反射层采用高氧化速率的材料时,能明显降低燃料颗粒裸露和放射性释放的风险。     

HTR-10球形燃料元件制造工艺

10MW高温气冷实验模块堆球形燃料元件的制造技术的研究始于1986年。球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。目前已完成了制造技术和石墨基体材料的研究和最佳化。已生产了25批,约11000个燃料元件。石墨基体材料的冷态性能符合设计指标,25批燃料元件的平均自由铀含量为5×10-5。     

HTR-10辐照后石墨球~(14)C含量研究

高温气冷堆中球形燃料元件与不含燃料的石墨球在14 C产生机制上基本相同,为获得10MW高温气冷堆(HTR-10)中燃料元件及石墨球中14 C的含量,研究了14 C在石墨球中的产生机理。总结了石墨球及燃料元件中14 C的产生途径,计算经过堆芯辐照后的石墨球中14 C总量,比较现有石墨球的解体技术,提出了分解石墨球制取14 C样品的实验测量方法。本文工作为进一步的实验研究工作奠定基础并提供理论计算结果比对。     

核级石墨氧化腐蚀模型研究

高温气冷堆内应用到大量核级石墨材料,对其长期氧化腐蚀行为进行研究至关重要。文章建立了综合考虑石墨内部孔隙率变化及失重率影响的石墨氧化模型,对气体在石墨内部的瞬时氧化腐蚀情况进行了模拟计算。提出氧化深度的概念,研究发现反应温度越高,反应气体在石墨内部的氧化深度越小;并与实验结果及其他模型的计算结果进行了对比,验证了模型的有效性。     

电化学法解体石墨基体过程中的尾气分析

以盐类为电解质的电化学方法解体高温气冷堆模拟燃料元件基体石墨过程中,在阴、阳极两侧均会产生一些气相产物(尾气)。采用气相色谱法对电化学过程中产生的尾气进行了分析测试。结果表明:尾气中含有氢气、氧气、氮气、二氧化碳和氮氧化物;仅约1.5%的石墨基体氧化成二氧化碳。相对于直接燃烧石墨处理法,电化学方法能够大幅减少废气,尤其是二氧化碳的产生量,从而减小后续处理的技术难度。     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

研究堆中铝质构件的腐蚀及冷却剂pH值的选取

国内池式经水研究反应堆中，尽管其燃料元件包壳材料，反应堆水池覆面材料和主要堆内构件材料以及运行温度不一样，其冷却剂ｐＨ值都包为偏酸性，本文根据池式经水研究堆环境条件等实际情况，从水的ｐＨ值和水温对铝质材料浸水表面腐蚀速率的影响角分析认为，即使燃料元件包壳为铝质材料，只要铝质材料浸水表面温度不超过使其表面非晶态氧化膜（屏蔽层）碱薄的临界温度，反应堆池水的ｐＨ值可以取中性范围。     

热处理对高温气冷堆球形燃料元件酚醛树脂炭性能的影响

为研究炭化和高温纯化等热处理对高温气冷堆球形燃料元件酚醛树脂炭性能的影响,对比分析了炭化后及高温纯化后树脂炭的微观组织和物理性能。结果表明,与炭化后的树脂炭相比,经高温纯化后的树脂炭具有更高的石墨化有序程度,树脂炭内微孔的平均孔径增大,比表面积降低超过50%。在723、773、823和873K温度下,干燥空气中高温纯化后的树脂炭具有较低的氧化速率,表现出更佳的抗氧化腐蚀性能。高温纯化后树脂炭石墨化有序程度的提高有利于提高球形燃料元件的综合性能。