包覆燃料颗粒尺寸及其标准偏差对失效概率的影响

三结构同向性型(Tristructural isotropic,TRISO)包覆燃料颗粒是目前高温气冷堆和固态燃料熔盐堆采用的燃料元件。TRISO包覆燃料颗粒破损会导致裂变产物不可接受的释放,由此影响反应堆的安全运行。基于TRISO包覆燃料颗粒压力壳式破损模型,分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯和各包覆层的尺寸对失效概率的影响,研究了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径、疏松热解碳(Buffer)层厚度和碳化硅(Si C)层厚度的合理设计范围。同时,利用随机抽样统计的方法分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径分布和各包覆层厚度分布对颗粒失效概率的影响。研究发现,降低Buffer层厚度分布的标准差至16μm可以使TRISO包覆燃料颗粒的失效概率降低一个数量级。     

TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。     

多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^-6。SiC层对¹¹⁰Ag、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了T...     

10 MW高温气冷堆首次装料的包覆燃料颗粒研制

10 MW高温气冷堆采用全陶瓷TRISO型包覆颗粒燃料元件.TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.本工作研究用于生产包覆燃料颗料的具有多气体入口的新型喷动流化床和4层连续包覆工艺.采用化学气相沉积方法在150 mm直径流化床沉积炉中生产出10 MW高温气冷堆的包覆燃料颗粒.用扫描电镜观察研究了包覆燃料颗粒的微观结构.包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6.包覆燃料颗粒的辐照考验结果(包覆燃料颗粒的裂变产物85Krm释放率为10-6)表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆的设计要求.     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

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。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

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。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数（包括包覆层尺寸及密度）对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭（Buffer）层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。     

10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的研制

我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工艺条件试验,系统地研究了生产工艺和性能之间的关系,摸索出最佳生产工艺条件。用化学气相沉积方法在150mm流化床沉积炉系统中批量生产出TRISO型包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察分析了包覆燃料颗粒的微观结构,包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6,冷态性能达到我国10MW高温气冷堆设计要求。包覆燃料颗粒辐照考验结果(放射性裂变产物释放率R/B为1×10-6左右)表明,包覆燃料颗粒的质量可以满足10MW高温气冷堆安全运行的要求。     

高温气冷堆燃料元件的自由铀含量

近代低富集度3层包覆颗粒(Modern LEU TRISO Particles)燃料元件的大量辐照试验表明:在高温气冷堆正常运行工况下,燃料元件的包覆燃料颗粒一般不会发生破损,放射性裂变产物的释放主要取决于制造引起的自由铀含量(燃料元件中没有被Sic层完整包覆的燃料颗粒铀量和总铀量之比).燃烧-浸取(Burn-Leach)法可以灵敏、准确地测量自由铀含量.本文介绍了燃烧-浸取法,给出了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)首炉燃料元件自由铀含量的测量结果.     

HTGR包覆燃料颗粒碳化硅层细晶化研究

高温气冷堆(HTGR)是能适应未来能源市场的第四代先进核反应堆堆型之一,其固有安全性的第一道保障是使用的TRISO型包覆燃料颗粒。在TRISO型燃料颗粒4层包覆结构中,SiC包覆层是承受包覆燃料颗粒内压和阻挡裂变产物释放的关键层,制备高质量SiC包覆层是核燃料领域中的重大问题和关键技术之一。本文介绍高温气冷堆燃料颗粒的基本结构,详述制备SiC包覆层的流化床-化学气相沉积过程,提出SiC层细晶化这一研究方向,并系统阐述包覆燃料颗粒SiC包覆层细晶化的优势。在细晶化SiC材料制备方法方面,系统分析SiC粉体、陶瓷、薄膜和厚膜材料的研究现状,并结合本实验室前期研究成果提出制备细晶SiC包覆层的可行制备策略。     

UN核芯TRISO包覆燃料颗粒性能分析

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入事故（RIA）工况下典型TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,结果表明,正常运行工况下SiC层能维持结构完整性,但IPyC层存在失效风险,需进一步优化TRISO包覆燃料颗粒的设计方案,而RIA工况下热膨胀是造成TRISO包覆燃料颗粒发生结构失效的主要原因。该模型能对轻水堆运行环境下的TRISO包覆燃料颗粒进行复杂的多物理场耦合性能分析,为进一步优化FCM燃料元件设计打下基础。     

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。      

10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.在冷态性能检验合格的基础上,进行了10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验.在辐照温度1 000 ℃、累积快中子注量1.28×1025 m-2和燃耗(以金属铀计)达到95 GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破损.辐照考验结果表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆安全运行的要求.     

高温堆燃料元件和包覆颗粒对裂变产物的滞留性能研究

高温气冷堆包覆燃料颗粒的包覆层是阻止放射性裂变产物释放的第一道屏障。本文在简介ＦＲＥＳＣＯ模型的基础上,采用ＦＲＥＳＣＯ２程序,计算了＾１３７Ｃｓ,＾９０Ｓｒ,＾１１０ｍＡｇ从包覆颗粒和燃料元件的释放份额,分析比较了包覆层和石墨基体对这几种核素的滞留性能,肯定了ＴＲＩＳＯ包覆层对金属裂变产物的滞留作用。     

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验

提供经过适当考验的燃料元件是动力堆发展的先决条件之一,高温气冷堆也不例外。高温堆燃料元件考验的总目标是研制出不仅在反应堆正常运行条件下,而且在事故和瞬态条件下,裂变产物释放率低的燃料元件。燃料元件的考验由冷态和热态两部份组成,热态考验一般在冷态考验合格的基础上进行,是燃料元件最终考验。包覆燃料颗粒是高温堆燃料元件的关键,在冷态考验的基础上,我们进行了辐照试验,测定了包覆燃料颗粒的裂变产物释放率,Xe-133和 I-131的释放率在10~(-6)至10~_(-7)之间。     

碳化硅基新型包覆燃料颗粒的设计及制备

TRISO型包覆燃料颗粒可将核裂变产生的气体、固体裂变产物束缚在燃料颗粒内部,是高温气冷堆安全性的重要保障。为满足未来超高温气冷堆在更高温度及更高燃耗条件下对燃料元件的要求,需对传统TRISO颗粒进行优化和改进。基于包覆颗粒的破损机制,设计了两种SiC基新型包覆颗粒,一种采用疏松SiC层替代疏松热解炭层,包覆层由内而外依次为疏松SiC层、内致密热解炭层、致密SiC层、外致密热解炭层;另一种为全SiC包覆结构,包覆层由内而外依次为内层疏松SiC层、SiC过渡层、外层致密SiC层。根据结构设计,采用流化床化学气相沉积法实验探索了疏松SiC的形成机制及包覆工艺条件,并利用SEM、XRD等进行材料分析,最终成功实现了两种新型包覆颗粒的大规模制备。更进一步,提出了全SiC基燃料元件的概念,并制备了球形和柱形全SiC基模拟燃料元件。     

辐照后HTR-10球形燃料元件电化学解体及裂变产物分布研究

辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段。在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利用基于电化学氧化原理的两步解体法,对所选元件(燃耗约35 GW·d/tU)进行了包覆燃料颗粒与基体石墨的分离,获得了元件中不同位置区域的包覆燃料颗粒、解体石墨粉和电解液,通过γ能谱定量分析了解体石墨粉和电解液中的放射性核素成分及含量,并基于此明确了放射性核素在辐照后球形燃料元件基体石墨中的分布。结果表明：部分电解液中裂变产物¹³⁷Cs与¹⁴⁴Ce活度显著高于其他电解液样品,表明其对应区域中可能存在破损包覆燃料颗粒;元件表层位置对应的电解液中活化产物⁶⁰Co高于内部区域,主要来源于HTR-10一回路的放射性粉尘沾污。本工作初步建立了高温气冷堆辐照后球形燃料元件电化学解体和解体样品分析测试的平台及方法,为TRISO型包覆燃料颗粒破损机制分析及其堆内行为研究提供了重要基础。     

钍基氟盐冷却高温堆TRISO包覆燃料颗粒结构优化分析

钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用SCALE 6.1程序开展PB-TFHR的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。     

球床型氟盐冷却高温堆的初步中子学分析

为分析球床型氟盐冷却高温堆（PB-FHR）堆芯的关键中子学参数,建立了显式随机模型,基于随机填充方法计算了燃料球石墨基质内所有三层各向同性包覆颗粒（TRISO）颗粒的空间坐标,并采用离散元方法计算出堆芯活性区内全部燃料球的空间坐标。最后采用蒙特卡罗程序开展中子输运计算,分析燃料颗粒随机分布对堆芯中子学参数的影响。研究结果表明,TRISO颗粒的随机分布对栅元增殖系数、栅元群截面、活性区燃料球功率的影响较小,本文研究可为简化PB-FHR设计提供理论依据。      

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验

在中国原子能科学研究院的重水研究堆上辐照了四组包覆颗粒燃料样品,每组分成两份,分别置于两个静态辐照罐中辐照到燃耗为0.394％fima和0.788％fima。辐照冷却后的样品进行了退火试验,测定了~(133)Xe和~(131)I的释放率,测量值都在10~(-6)～10~(-7)。在同样的条件下测定了裸核芯的裂变产物释放率。包覆燃料颗粒的和裸核芯的裂变产物释放率之比在10~(-5)～10~(-6)。     

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验(英文)

在中国原子能科学研究院的重水研究堆上辐照了四组包覆颗粒燃料样品,每组分成两份,分别置于两个静态辐照罐中辐照到燃耗为0.394％fima和0.788％fima。辐照冷却后的样品进行了退火试验,测定了~(133)Xe和~(131)I的释放率,测量值都在10~(-6)～10~(-7)。在同样的条件下测定了裸核芯的裂变产物释放率。包覆燃料颗粒的和裸核芯的裂变产物释放率之比在10~(-5)～10~(-6)。