烧结成型的UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO2陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO2燃料开展了大量研究,结果表明,UO2燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO2陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO2微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO2燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO2燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。     

UO2-ZrO2固溶体的形成机制和致密化规律

采用溶胶-凝胶法制备了UO2-ZrO2芯块,分析了制备过程中芯块的固溶体的形成 、微观组织结构和致密化行为.X射线衍射结果表明低于1600℃时UO2-ZrO2芯块中主要是四方结构的ZrO2固溶体和面心立方结构的UO2固溶体.随着烧结温度的增加,ZrO2固溶体逐渐减少,UO2固溶体不断增加,并伴有2θ的偏移.由于离子扩散速率和晶体结构不同,Zr元素易扩散至UO2中,UO2基体固溶ZrO2同时不断长大,原ZrO2的位置产生缺陷,使得芯块形成新的孔隙,芯块密度下降.烧结温度大于1650℃时,基体组织主要是是面心立方(U,Zr)O2,晶粒尺寸迅速长大.     

液相烧结大晶粒UO2及其烧结动力学分析

大晶粒二氧化铀(UO₂)芯块因具有低辐照肿胀、低裂变气体释放及优异的燃料包壳相互作用效应(PCI),而成为未来先进反应堆关注的候选燃料。本文采用液相烧结工艺制备大晶粒UO₂芯块，研究了液相烧结对UO₂芯块烧结性能、显微结构和烧结动力学的作用机制和影响规律。结果表明：通过添加金属铀粉形成的液相烧结可明显促进UO₂芯块的致密化速度，液相烧结UO₂芯块的烧结特征指数为2.937,烧结机理主要为晶界扩散，烧结激活能为103.00 kJ/mol,低于普通UO₂芯块的烧结激活能(110.65 kJ/mol);液相烧结UO₂芯块晶粒生长指数为2.831,晶粒生长活化能为463.97 kJ/mol,低于普通UO₂芯块晶粒生长激活能(510 kJ/mol),加入的金属铀粉形成的液相烧结可促使晶粒长大；添加金属铀粉液相烧结工艺具有不引入非铀杂质元素、加快芯块致密化速度和增大芯块晶粒尺寸的多重作用。     

用于高温气冷堆的核石墨（英文）

自1942年首次在CP-1反应堆中使用以来,核石墨因其优异的综合性能,在核反应堆特别高温气冷堆中被广泛使用。作为第四代候选堆型之一,高温气冷堆主要包括球床堆和柱状堆两种堆型。在两种堆型中,石墨主要用作慢化剂、燃料元件基体材料及堆内结构材料。在反应堆运行中,中子辐照使得石墨的相关性能下降甚至可能失效。原材料及成型方式对于石墨的结构、性能及其在辐照中的表现起到决定性的作用。辐照中石墨微观结构及尺寸的变化是其宏观热力学性能变化的内在原因,辐照温度及剂量对于石墨的结构及性能变化起决定性作用。本文介绍了高温气冷堆中核石墨的性能要求及核石墨的生产流程,阐述了不同温度及辐照条件下石墨热力学性能及微观结构的变化规律,并对当前国内外核石墨的研究现状及未来核石墨的长期发展如焦炭的稳定供应和石墨的回收进行讨论。本文可为有志于研发用于未来我国商业化的高温气冷堆中的核石墨的生产厂家提供参考。     

0-2150℃W-1Mo/W-25Mo热电偶的分度特性

一、前言在国民经济各部门,如冶金、航天、核工业等部门,迫切要求发展相应的高温测量技术,以便解决各自的问题。在核动力工程中,钠冷快堆和压水堆燃料元件芯体的行为,特别是在安全试验(断流、失水、失压等)中燃料芯体温度的动态行为和最大值是核反应堆研究、设计工作者最感兴趣的一个热工数据。燃料样品的堆内辐照试验,也往往需要测定在辐照条件下的燃料样品温度。这些感兴趣的温度大都高于2000℃,甚至达到氧化铀核燃料的熔     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平(约3×1019n/cm2,E≥1 M eV)的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

UO2-Er2O3燃料热物理性能的分子动力学模拟

为了维持反应堆中核裂变反应的平稳运行,需要在反应堆燃料元件中加入可燃毒物。可燃毒物在反应堆运行初期吸收大量热中子,抑制核燃料的裂变,在反应堆运行后期,随着可燃毒物逐渐被消耗,热中子增多,可以弥补因为可裂变核素减少而逐渐降低的反应性,从而保证核裂变反应在整个反应堆运行寿期的平稳运行。目前,反应堆中使用的可燃毒物主要有Gd_2O_3和ZrB_2,随着燃耗增加,由于Gd_2O_3和ZrB_2消耗过快,毒物消耗与燃料燃耗很难匹配。Er_2O_3由于具有燃烧缓慢、平稳,反应性惩罚小的特性,被认为适合于未来高燃耗、长寿期的燃料元件。利用Er_2O_3作为可燃毒物,提高燃料富集度,可以提高燃料元件的卸料燃耗,提高燃料利用率,降低核电运行成本。本工作采用分子动力学方法对Er_2O_3含量为6mol%的燃料芯块的热物理性能进行了模拟研究,建立了UO2-6mol%Er_2O_3可燃毒物燃料芯块的理论模型,并基于此计算了UO_2-6mol%Er_2O_3燃料芯块的热物理性能,主要包括:燃料芯块的晶格点阵参数、热膨胀系数、比热容和热导率。研究表明:(1) UO_2-6mol%Er_2O_3燃料的晶格点阵参数随着温度的升高而线性增大,并满足数学关系式:a(T)=0.542 65+5.717 06×10~(-6)T-3.674 98×10~(-10)T~2+3.432 3×10~(-13)T~3(nm);(2) UO_2-6mol%Er_2O_3燃料的热膨胀系数随着温度的升高逐渐增大,且增大速率也随温度升高而增大,燃料晶体相对于300K时的平均热膨胀系数与温度的关系式为γ=1.028 449×10~(-5)-3.556 13×10~(-10)T+5.730 38×10~(-13)T~2(K~(-1));(3) UO_2-6 mol%Er_2O_3燃料的比热容随着温度的升高逐渐增大,且增大速率随温度升高而减小,满足Cp(J·mol~(-1)·K~(-1))=47.545+51.276 6×10~(-3)T-117.191 3×10~(-6)T~2;(4) UO_2-6mol%Er_2O_3燃料的热导率随着温度的升高逐渐减小,满足关系式k=1/(0.145+1.185×10~(-4)·T)。本文采用分子动力学方法计/算了UO_2-6mol%Er_2O_3燃料的晶格点阵参数、热膨胀系数、比热容和热导率等性能。通过理论计算,为含Er_2O_3可燃毒物燃料的进一步研究与工程应用提供支撑。     

UO2+x芯块低温烧结的活化机理

报道了UO2+x芯块低温烧结实验的结果.12组芯块在N2+CO2组成的部分氧化气氛下于立式钼丝炉中低温烧结.UO2芯块要获得密度为10.41g/cm3(94.98％理论密度)需在氢气氛中于2073～2273K下烧结,而UO2+x芯块实现该密度的烧结温度可降低400K以上.建立了超氧化铀缺陷模型来研究低温烧结的活化机理.研究发现铀离子扩散系数与气氛中氧分压或是UO2+x中x成正比.利用铀离子的扩散系数,可预测UO2+x芯块在1073、1273、1473和1673K温度下的烧结密度；还可算出x=0.04时,UO2+x芯块在部分氧化气氛下的理论烧成温度.计算所得烧结密度和烧成温度与实验结果符合得很好.     

核动力装置的Yong分析

针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程，建立了最简单的热动力学模型．利用热力学第二定律建立的Yong分析方法，对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析．文中以A型和B型电站压水堆核动力装置为实例进行的Yong损失与Yong效率的对比计算表明：反应堆内裂变能从裂变碎片到燃料的传递过程是整个核动力装置Yong损失最大的地方，其次是堆内燃料元件导热过程，然后依次是汽轮机、蒸发器、冷凝器、管路、泵．而Yong效率最低的地方是冷凝器．其次是汽轮机、堆内燃料元件、蒸发器．     

我国首个大型先进商用压水堆燃料组件研制成功

正近日,由中核集团自主研制的CF3燃料组件在秦山核电二厂2号机组结束全部长循环辐照考验,顺利出堆并完成池边检查,检查结果显示CF3燃料组件性能达到国际同类产品先进水平。这标志着我国具有完全自主知识产权、适用于大型商用压水堆核电站的CF3燃料组件具备工业化应用条件,为我国自主三代核电建设以及国内核电大规模应用奠定坚实基础,对华龙一号和我国核燃料"走出去"以及我国能源供应安全保障具有重要的战略意义。习近平总书记强调"只有把核心技术掌握