等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

等效天然铀入堆辐照试验中子学性能分析

本文基于重水堆堆芯核设计程序系统,计算分析了装入等效天然铀（NUE）燃料的试验堆芯的中子学性能。对选择两个燃料通道进行入堆试验的方案进行了论证分析,通过与相应的设计限值以及全天然铀（NU）燃料堆芯中子学性能的比较,检验了实际入堆NUE燃料的中子学等效性。研究表明,实际入堆NUE燃料满足燃料的等效性要求,两个NUE燃料通道入堆试验方案从核设计角度是可行的,堆芯安全性不受影响。     

基于等效几何理论的复杂几何燃料共振计算方法研究

针对各种研究堆、实验堆以及新型反应堆中广泛应用的复杂几何燃料的共振计算难题,本文基于全局 局部耦合策略开展了可处理复杂几何燃料的等效几何共振计算方法研究。针对复杂几何燃料的孤立问题,基于燃料的逃脱概率守恒,建立了复杂几何燃料模型的等效一维圆柱（或平板）燃料模型;基于燃料到外围结构材料区的碰撞概率守恒,获得了燃料外围结构材料的等效尺寸;根据复杂几何燃料的丹可夫因子守恒,建立了等效一维圆柱（或平板）燃料外围的慢化剂尺寸;针对等效一维圆柱（或平板）燃料模型,采用伪核素子群方法进行了有效自屏截面计算。将该方法应用于非棒状几何燃料的共振计算,结果表明,该方法具有很强的几何处理能力,且具有较高的计算精度和计算效率。     

先进燃料循环坎杜堆:超越天然铀燃料循环

正【英国《国际核工程》网站2014年11月10日报道】先进燃料坎杜重水堆(AFCR)是目前唯一一种能够使用堆后铀(即通过后处理从乏燃料中回收的铀)和钍基燃料、且能满足后福岛要求的第三代反应堆设计。它由加拿大坎杜能源公司(Candu Energy)与中国核工业集团公司秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件有限公司以及中国核动力研究设计院合作开发,已完成概念     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。     

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

TRISO (tri-structural isotropic) fuel particle consists of a fuel kernel in the center coated with four layers, with good fission product retention capability. The effective thermal conductivity of TRISO fuel particle is an important basis for calculating the effective thermal conductivity of dispersed fuels. In the present work, the theoretical model of the effective thermal conductivity of TRISO particle is built based on the theory of the effective thermal conductivity in multiphase solids in the framework of spherical coordinate and then the effective thermal conductivity of metal matrix microencapsulated fuel (M3) is analyzed combined with the Chiew-Glandt model which is the effective thermal conductivity model for solid-solid binary composite. The results show that the present model provides an excellent prediction of the thermal conductivity of TRISO particle. Finally the effective thermal conductivity of fully encapsulated fuel (FCM) is presented.     

气冷微堆燃料设计的中子学特性影响研究

为分析气冷微堆燃料设计的中子学特性影响,基于方形燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序RMC研究了TRISO颗粒、燃料芯块在燃料设计中的主要参量对组件中子学特性的影响。研究结果表明,燃料颗粒体积占比和包覆层厚度不变时,组件寿期随燃料核芯直径的增大先显著增大,而后趋于平稳;燃料颗粒体积占比和燃料核芯直径不变时,组件寿期随包覆层厚度的增大而减小;燃料装载量不变时,芯块直径增大,组件寿期显著增大,而芯块高度影响较小;无燃料区厚度的增加对组件中子学特性有明显的负面影响,基体材料密度、基体杂质硼当量对组件中子学特性的影响较小。研究结果将为后续气冷微堆包覆颗粒弥散燃料的设计优化提供指导。     

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。     

高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制,为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。      

CANDU-6型反应堆中引入稍加浓铀的研究

为了比较稍加浓铀（SEU）与天然铀燃料的优劣，寻找最优的稍加浓铀富集度水平，本文利用WIMS-AECL和ORIGEN程序研究不同富集度的CANDU-6堆燃料在燃料循环成本、天然铀消耗量、高放废物积累等方面的表现。结果显示，采用稍加浓铀可节约20%以上的天然铀，乏燃料量减少30%以上，燃料循环成本降低50%以上；1.3%是最优的富集度水平。      

压水堆回收铀在重水堆应用示范验证试验

回收铀（RU）是一种重要的核能资源,随着核电发展和铀资源价格的上涨将更加受到重视,迄今为止国际上尚未很好地解决其有效利用问题。鉴于我国既有压水堆又有重水堆的现状,本文提出利用重水堆烧RU的设想,开发了一种与天然铀燃料中子学等效的由RU和贫铀（DU）混合而得的等效天然铀（NUE）燃料,并在秦山运行重水堆上开展随堆示范验证试验,以积累RU利用相关运行经验,为后续全堆应用提供了关键的技术支持。     

弥散核燃料等效辐照肿胀计算模拟

本文将弥散核燃料芯体看作一种特殊的颗粒复合材料,利用细观计算力学的方法,假设燃料颗粒在芯体中周期性分布,建立了对芯体等效辐照肿胀进行计算模拟的有限元模型。考虑颗粒的辐照肿胀和基体材料的辐照硬化效应,分别建立了燃料颗粒和基体材料的应力更新算法,编制了用户材料子程序,在Abaqus软件中实现了芯体等效辐照肿胀的有限元模拟。计算分析了颗粒大小和体积含量对芯体等效辐照肿胀的影响,并得到了等效辐照肿胀的拟合公式。研究结果表明,影响芯体等效辐照肿胀的主要因素是颗粒的辐照肿胀和体积含量。     

Preparation of High Density Uranium Nitride and Uranium Carbonitride Fuel Pellets

Uranium nitride and uranium carbonitride fuel pellets were prepared for irradiation in the Japan Material Testing Reactor. The pellets are 6.9 mm in diameter and 7 mm long, and are of natural and 5% enriched uranium. Uranium nitride powder was prepared from uranium metal via hydride and higher nitride. Uranium carbide powder was prepared from uranium metal by hydriding and then reacting with propane. The lowest possible reaction temperatures were selected to obtain fine and reactive powders. Uranium nitride and mixed powders of different ratios (UC: UN = 1: 3, 1:1 and 3: 1) were cold pressed without binder. Sintering was carried out in a tungsten crucible in vacuum (10~⁴ mmHg) for 2 hr at 1,900°–2,000°C. The density of the pellets obtained was in the range of 90~95% of the theoretical value with an oxygen content of 1,300~2,100 ppm. No second phase, such as metallic uranium, were observed in the specimens, either by metallography or X-ray diffraction. These pellets of unexpectedly high density without second phase must have been obtained thanks to the good powder characteristics combined with proper sintering conditions. The compositions of uranium carbonitride pellets were found to be slightly nitrogen deficient, compared with the reactants.     

核燃料元件表面污染检测系统研究

开展针对燃料元件表面污染检测系统的研究,分析表面污染检测的主要原理,并建立检测系统。通过对表面α标准源测试实验数据分析,获得检测系统的测量不确定度;实际的检测结果表明:采用α—计数法的检测系统稳定可靠,探测效率高,能够实现1.5 m长燃料元件的表面污染检测。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。