高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。     

低浓铀轻水零功率装置事故分析

本文分析了采用低富集度ＵＯ_２燃料和轻水慢化剂的零功率装置几种假想的极限事故。分析结果表明，即使发生瞬发超临界事故，只要反应堆保护系统功能正常，能正确实施事故保护停堆，就可以保证反应堆燃料元件棒的完整性，对环境不产生不可接受的危害。     

低浓轴轻水零功率装置事故分析

本文分析了采用低富集度ＵＯ２燃料和轻水慢化剂的零功率装置几种假想的极限事故，分析结果表明，即使发生瞬发超临界事故，只要反应堆保护系统功能正常，能正确实施事故保护停堆，就可以保证反应堆燃料元件棒的完整性，对环境不产生不可接受的危害。     

高温气冷堆燃料元件发展现状和趋势

本文介绍了高温气冷堆燃料元件的发展历史，现状和趋势。经过３０多年的研究和发展，燃料元件的设计，制造工艺和质量鉴证技术已相当成熟，燃料元件可在１２５０℃长期工作。２１２０００个ＴＲＩＳＯ颗粒辐照试验的时没有一个破损，１６００℃下辐照后退火５００ｈ，阻挡裂变产物释放的能力没有下降。     

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验，在中国原子能科学研究院重水试验堆上高温高压考验回路中进行，组件平均燃耗２５０１０ＭＷｄ／ｔＵ。描述了考验组件结构及工艺制造、考验装置结构、辐照条件、考验参数（功率、燃耗）的确定，并对燃料组件、燃料棒、辐照装置堆内性能作了评述。     

高温气冷堆乏燃料分析实验室设计与设备研究

针对我国高温气冷堆乏燃料研究设施的空白,研究设计了专门用于高温气冷堆球形燃料元件辐照后性能研究的乏燃料分析实验室和专用工艺设备。基于球形燃料元件与包覆燃料颗粒的特殊结构,所设计的乏燃料分析实验室包括5间热室、6个手套箱和辅助设施,研究设计了专用的工艺实验设备,能够对辐照后的高温气冷堆燃料元件和包覆燃料颗粒进行宏观检查、燃耗测量、元件解体、模拟事故条件加热、辐照微球γ测量分析破损率,通过金相显微镜和扫描电镜进行微观结构分析,开展燃料元件的辐照失效机理研究。     

未辐照快堆（U,Pu）O2燃料的溶解试验

研究了未福照ＵＯ２、（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ２燃料在硝酸中的溶解行为。详细描述了硝酸浓度、温度、芯块加工方法和ＰｕＯ２含量等因素对溶解速度的影响，测定了溶解过程中钚价态变化和难溶残渣含量。     

U-10Mo/Zr单片式燃料元件堆内稳态热-力学性能研究

本文建立了U-10Mo/Zr单片式燃料元件的辐照性能模型以及热-力学本构关系,采用有限元方法进行非均匀辐照场中燃料元件稳态热-力学性能的数值模拟,获得并分析了U-10Mo/Zr单片式燃料元件温度、形变和应力的分布特点及变化规律。研究结果表明,燃料芯体厚度增量在芯体和包壳结合面附近达到最大,主要受到燃料辐照蠕变的影响;在较低燃耗条件下,燃料芯体高温辐照肿胀模拟结果与低温辐照肿胀试验结果相当;燃料芯体边角区域和包壳端面外侧区域存在应力集中。      

UO_2－锆合金化学反应条件下的包壳水侧氧化动力学

在堆芯熔化情况下，ＵＯ２燃料与锆合金包壳之间的反应将导致一系列的新相生成及氧自ＵＯ２燃料向包壳合金的扩散，进而对包壳的水侧氧化动力学过程中的相间界面推移产生重要影响。本文推导建立了在这种条件下计算锆合金包壳水侧氧化动力学的方法。     

10 MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验

为了评价10 MW高温气冷堆(HTR-10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验.辐照考验在俄罗斯的IVV-2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放.辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察.辐照后检验结果表明辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损, 生产的燃料元件满足10 MW高温气冷堆的设计要求.     

Estimation of the Grain Boundary Gas Inventory in MIMAS/AUC MOX Fuel and Consistency with REP-Na Test Results

In the frame of its research activities on fuel safety, the French “Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire” performed the REP-Na program in the CABRI reactor devoted to the study of Reactivity Initiated Accidents. Focused on high burn-up UO2 and MOX fuel behaviour, twelve tests (8 UO2 and 4 MOX) were realized from 1993 to 2000. In all these tests, the influence of grain boundary gas was evidenced and it appeared necessary to perform some estimation of its inventory in irradiated fuel. Such evaluations are presented for the MOX MIMAS/AUC fuel, based on two different approaches: “experimental” and “theoretical.” The fission gas amount located at the grain boundaries increases with burn-up in correlation with the production, but also with the initial Pu enrichment, as soon as the agglomerates have reached the full restructuring threshold for the High Burn-up Structure. The consistency with the REP-Na test results is checked, showing that a significant cladding deformation is needed, clearly higher than for UO2 fuel in order to release all the grain boundary gas in RIA. Furthermore, to the fission gas effect, adds the helium's occluded in the irradiated fuel whose amount increases with burn-up, Pu enrichment and ²⁴¹Pu and ²⁴¹Am initial content.     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

Design and Manufacture of Large Grained UO2 Pellets and Test Assembly

This paper introduces design and manufacture of fuel assembly for UO2 pellets irradiation program. The advanced UO2 pellet is large grained and is sintered with addictives of Al2O3/SiO2/Cr2O3. It will decrease the release rate of fission gas, reduce the PCI and inner pressure of the fuel rods, in result it will increase discharge bumup and extend loading period of fuel rod. The performance of large grain pellet must be proved through in-pile test.     

UO2-x燃料芯块的晶粒生长动力学

本文采用恒速升温和等温烧结实验方法研究了亚化学计量UO_2-x燃料芯块的晶粒生长动力学。结果表明,以UO_2+x+5%U为原料,可得到密度为94.91%TD～96.23%TD（TD为理论密度）、O与U的原子个数比为1.975～1.990的合格的亚化学计量UO_2-x燃料芯块;在烧结温度≤1 650 ℃时晶粒生长速率较低,在烧结温度≥1750 ℃时晶粒生长速率较高;初始晶粒尺寸G₀不能忽略不计,亚化学计量UO₂-x燃料芯块的晶粒生长动力学符合4次方模型G⁴-G⁴₀=k₀texp(-1 000Q/RT),晶粒生长速率常数k₀=78.76 μm⁴/h,激活能Q=433.35 kJ/mol。     

UO2-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO2芯块 不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO2芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO2的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO2芯块 316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。     

掺钛对UO2微球晶粒生长机制的影响

采用溶胶-凝胶方法制备掺钛0.3%(质量分数,下同)UO2微球,用金相显微镜观察微球微观结构、图像分析仪计算微球晶粒尺寸。对掺钛0.3%UO2微球晶粒长大机制进行了研究。经过计算得到在1 250～1 550℃之间掺钛UO2微球晶粒生长的平均活化能Ea=232.79kJ/mol,明显地低于UO2微球晶粒生长的平均活化能(Ea0=518.32kJ/mol);掺钛UO2微球在烧结后期(1 250℃之后),微球部分区域可能形成高价态的U4O9相,加快了U原子扩散速度,加速了晶粒生长。     

A nickel-and silicon-rich phase in irradiated FV548 steel

A simple model describing the structure of grain edge porosity in irradiated UO ₂ is developed which is in good agreement with more accurate calculations. Because it involves far less computation, the model is very useful in treating fuel swelling during fission gas release.     

添加微量元素制备大晶粒UO_2芯块

介绍了添加微量元素制备大晶粒UO2芯块的研究情况。添加的三种微量元素是:普通级Al2O3／SiO2、纳米级Al2O3／SiO2和Cr2O3。得出了阶段性的结论:添加这三种微量元素均促进UO2芯块晶粒的增加。控制适当的添加量,其性能完全满足现有的技术条件。     

P1各向异性散射特征线方法研究及应用

基于各向同性散射的中子输运方程特征线方法,计算实际组件能谱时经输运修正后,散射矩阵中P0自散射截面可能出现一定量的负值,影响数值稳定性。本文开发了P1各向异性散射特征线方法,并研制了计算程序PEACH-A。压水堆栅元基准问题的验证结果表明,PEACH-A程序具有较高的计算精度。对典型富集度的UO_2、MOX燃料栅元及其组合问题进行了敏感性分析,结果表明,针对MOX燃料及富集度差异较大的UO_2燃料栅元组合问题有必要采用P1各向异性散射。     

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。