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。     

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析

事故容错燃料（ATF）系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO₂-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故（LBLOCA）设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO₂-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。     

卡轴事故下事故容错燃料对核反应堆安全潜在影响分析

为分析卡轴工况下事故容错燃料（ATF）对反应堆安全的潜在影响，以中国改进型三环路压水堆（CPR1000）为参考电站，基于系统分析程序NUSOL-SYS进行了二次开发，研究了不同ATF组合在卡轴工况下的表现，并对ATF包壳表面特性变化可能引起的换热系数和临界热流密度（CHF）变化开展了敏感性分析。分析结果表明，在卡轴工况下，ATF包壳表面特性变化导致的换热系数和CHF变化会对芯块最高温度和包壳峰值温度（PCT）产生较大影响，热导率大的ATF芯块能极大地降低芯块温度，比热容大的ATF材料能降低PCT。     

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。     

ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料（ATF）。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、增强颗粒的选择等方面概述了用于ATF的颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展,指出了颗粒增强FeCrAl包壳材料存在的问题。      

等离子喷涂制备FeCrAl涂层的ATF锆包壳性能研究

介绍了中广核研究院在事故容错燃料（ATF）包壳领域的最新成果,通过等离子喷涂技术制备出锆合金表面的FeCrAl保护层;通过扫描电镜（SEM）与X射线衍射（XRD）分析了涂层的显微结构与物相,筛选出最优工艺样品;通过高温蒸气氧化增重数据检测了FeCrAl涂层耐蚀性能,使用SEM与X射线能谱（EDS）分析了氧化后样品中的主要元素分布,并以此研究FeCrAl涂层无耐腐蚀性能的机理,提出工艺改进方案。      

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。      

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。     

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。     

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...     

ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

Since the Fukushima Daiichi accident in Japan, the safety of zirconium alloy as a nuclear fuel cladding material has been questioned. Therefore, the development of accident tolerant fuel (ATF) has been proposed by many countries in the world. FeCrAl alloy has become one of the important materials in the development of advanced ATF cladding materials due to its excellent resistance to high temperature steam corrosion. In this paper, the research progress of particles reinforced FeCrAl cladding materials for ATF is summarized from the aspects of composition design, preparation method and selection of reinforcing particles. The problems of particles reinforced FeCrAl cladding materials are pointed out.     

UO_2-Zr弥散燃料板氧化扩散机理研究

UO2-Zr弥散燃料板的氧化过程包括包壳与冷却剂的氧化反应和芯体中弥散的UO2燃料微球氧原子扩散过程。本文通过直接求解球坐标系下的氧化扩散方程,得到UO2燃料微球高温下向芯体中氧原子扩散强度的解析式,该式与实验数据符合良好,并结合锆水反应与UO2燃料微球高温氧原子扩散效应构建了UO2-Zr板的氧化扩散模型。新模型能预测不同的氧化结构、芯体中更高的氧原子浓度以及相对较低的氧化吸氧量,为UO2-Zr板严重事故早期行为的研究提供了理论基础。     

Rock-like oxide fuel behavior under reactivity initiated accident conditions

Pulse irradiation tests of two types of rock-like oxide (ROX) fuel, i.e. yttria stabilized zirconia (YSZ) and YSZ/Spinel composite, were conducted in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) to investigate the fuel behavior under reactivity-initiated accident conditions. The ROX fuels failed with cladding burst at fuel volumetric enthalpies above 10 GJ m⁻³, which was comparable to that of UO₂ fuel. The failure of the ROX fuels, however, occurred with considerable fuel melting and was quite different to that of UO₂ fuel, which was caused by cladding melting and embrittlement due to heavy oxidation. Lower fuel melting temperature of the ROX fuels compared to that of UO₂ contributed to the different fuel failure modes. Certain amount of molten ROX fuel dispersed out at the failure. However, the mechanical energy generation due to the molten fuel/water interaction was negligible for the ROX fuels at peak fuel enthalpies below 12 GJ m⁻³.     

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。     

Neutronic evaluation of coating and cladding materials for accident tolerant fuels

In severe accident conditions with loss of active cooling in the core, zirconium alloys, used as fuel cladding materials for current light water reactors (LWR), undergo a rapid oxidation by high temperature steam with consequent hydrogen generation. Novel fuel technologies, named accident tolerant fuels (ATF), seek to improve the endurance of severe accident conditions in LWRs by eliminating or at least mitigating such detrimental steam-cladding interaction. Most ATF concepts are expected to work within the design framework of current and future light water reactors, and for that reason they must match or exceed the performance of conventional fuel in normal conditions. This study analyzed the neutronic performance of ATF when employed in both pressurized and boiling water reactors. Two concepts were evaluated: (1) coating the exterior of zirconium-alloy cladding with thin ceramics to limit the zirconium available for reaction with high-temperature steam; (2) replacing zirconium alloys with alternative materials possessing slower oxidation kinetics and reduced hydrogen production. Findings show that ceramic coatings should remain 10–30 μm thick to limit the neutronic penalty. Alternative cladding materials, with the exception of SiC, enhance neutron loss compared to zirconium-alloys. An extensive parametric analysis concluded that reference performance metrics can be met by employing 300-μm or less thick cladding or increasing fuel enrichment by up to 1.74% depending on material and geometry.     

基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。