事故容错燃料芯块热学性能分析

采用CFX数值模拟得到UO_2-Mo、UO_2-SiC、UO_2-BeO、U-Si、全陶瓷包覆燃料(FCM)以及传统UO_2燃料芯块在正常工况与事故工况下的温度分布,并依据燃料的热学行为对各种芯块进行分析评价。结果表明,FCM燃料的导热与耐热综合性能优于其他芯块。     

FCM燃料辐照-热-力耦合性能数值研究

使用ABAQUS软件编写相应的用户自定义子程序,初步建立了全陶瓷微封装燃料(FCM)的辐照-热-力耦合性能模拟方法,采用该数值方法对TRISO燃料球的堆内性能进行了模拟,并与程序BISON计算结果进行对比,验证了该模拟方法的有效性。同时,对FCM燃料的辐照-热-力耦合性能进行了数值模拟,结果表明,FCM燃料芯块的温度分布与力学分布均表现出较强的非均匀性,裂变气体释放对于FCM燃料的性能影响较大,FCM燃料内包覆层的环向应力与FCM芯块温度变化对于功率瞬态并不敏感。     

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。     

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UO_2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO_2-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UO_2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。     

水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发

在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。     

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。     

UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。     

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。      

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。     

线功率密度保护理论模型研究

作为先进压水堆核电站关键技术研究项目之一,参照西屋电气公司和法马通公司的相关技术,研制了线功率密度保护的物理模型.通过限制线功率密度,可以限制燃料芯块的温度.在保证安全运行的基础上,能更准确地描述堆芯的运行状况,提供更大的灵活性.本文叙述了线功率密度保护的基本原理和物理模型.