CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点,是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上,使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料,进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析,给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数,并可节省大量的燃料经费支出,提高了反应堆运营的经济性。     

U-Mo合金与Zr合金的相容性研究

采用扩散偶方法研究U-Mo合金与Zr的相容性。扩散偶采用包覆热轧法制备,热处理温度为750℃和800℃,热处理时间为10 h和50 h。结果表明:U-Mo合金与Zr合金间的扩散层有分层现象,在U-Mo/Zr界面扩散反应成分复杂界面处存在类似Mo2Zr的析出物。经X射线衍射(XRD)检测表明U-Mo/Zr扩散层由M2Zr、UZr2和U等组成。U-Mo/Zr的扩散过程是U和Mo原子向Zr扩散,Mo优先与Zr反应生成Mo2Zr、U通过Mo2Zr扩散形成γ-(U,Zr)固溶体的过程。U-Mo合金与Zr具有良好的相容性。     

铀钼合金燃料合格性鉴定试验的现状及发展前景

美国、法国、阿根廷和俄罗斯正就铀钼（U-Mo）合金燃料的开发、合格性鉴定和商业应用的许可证问题进行国际合作。进行合格性鉴定试验的样品分别是小板、全尺寸板和组件。美国、法国和阿根廷采用的是轧制工艺，铀密度为6～8g·cm^-3；俄罗斯采用的是挤压工艺，挤压工艺对于提高铀密度比较困难。铀密度为5～6g·c^-3。根据合格性鉴定计划，每个合作国家都根据本国的辐照试验给出了综合性的辐照结果。结果表明，铀钼合金燃料在低燃耗时具有很好的辐照性能，但最近发现，在高温高能耗辐照条件下，铀钼合金弥散型燃料出现了严重的肿胀。即所谓的枕头效应，这主要是由于铀燃料与铝基体发生了过度反应引起的。解决办法有两个，一个是在铝基体材料中添加硅，以减少U～Mo与Al基的反应；另一个办法是采用U-Mo片状合金燃料。     

U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质研究

本文对U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质进行了研究。三明治结构的U-Mo/Zr-4扩散偶在760~800℃下包覆热轧后,保温10~66 h。采用扫描电子显微镜(SEM)分析了扩散层的形貌和厚度,采用波谱仪(WDS)分析了各元素在扩散区内的分布情况,采用X射线衍射仪(XRD)测定了扩散层的相组成。分析结果表明,即使在800℃的高温下,U-Mo/Zr-4的扩散程度依然微弱,表现出良好的相容性;U-Mo/Zr的扩散层中间出现裂纹,裂纹两侧的扩散层相组成明显不同,靠近U-Mo侧为富Mo相,其主要是以化合物ZrMo_2为基的固溶体;靠近Zr-4侧的为富Zr相,其主要是以化合物UZr_2为基的固溶体;裂纹认为是由U和Zr不等量的原子交换所造成的。     

氢化-脱氢法制备U-Mo合金粉末

U-Mo合金应用于低浓缩高密度弥散型燃料，发展前景很好。燃料制备要求必须将U-Mo合金转换成粉末状。 氢化-脱氢工艺是实现这种转换的方法之一，它基于α-U可以形成一种脆且相对密度低的UH3化合物。用下文描述的方法已经制出了U-Mo合金粉末。 为了使U-7wt％Mo合金的γ-U部分地向α-U转变，在不同温度范围对其进行热处理。再经过氢化使α-U转变为UH3。由于氢化物使材料变脆，从而便于制成U-Mo粉末。 通过光学显微镜、电子扫揣仪和X-射线衍射来观察该工艺不同时期的实验结果。     

U-Mo合金γ相稳定性研究

研究了U-Mo、U-Mo-X（X＝Ti、V、Si）合金及U-Mo/Al、U-Mo-X/Al扩散偶界面层的γ相稳定性,探讨了合金元素和退火工艺对γ相稳定性的影响。结果表明：Mo含量越高,U-Mo合金的γ相稳定性就越高;U-6.5Mo-0.5Si合金的γ相稳定性较高,是因为U Si混合焓较低,但加入Si易导致形成USi_x脆性相;而U-6.5Mo-0.5Ti和U-6.5Mo-0.5V合金的γ相稳定性较差,是因为Mo在Ti、V体系内具有较低的混合焓,易形成固溶体或金属间化合物,导致γ相贫Mo;随着退火温度从500℃升高至600℃,γ相发生共析分解,扩散层的γ相数量减少,α相增多,α相成为Al的快速扩散通道,促使形成UAl₄、UMo₂Al₂₀和U₆Mo₄Al₄₃等富Al相。     

弥散燃料板芯体中U-Mo/Al-Si合金基体反应层性质研究

针对弥散型燃料板采用实验方法分析U-Mo燃料相与Al-Si基体反应层的性质。实验结果表明:反应层主要出现在U-Mo燃料颗粒的内部微裂纹处及燃料颗粒与基体界面处,其形貌和厚度均不规则。U-Mo与Al-Si遵循空位扩散机制,扩散过程主要为Al、Si向U-Mo合金的扩散。在反应层中Al含量基本维持不变,Si含量沿基体-燃料相方向递增,并聚集在U-Mo侧的反应层中。当基体中Si含量达到5%时,可明显抑制扩散反应的进行,从而改进燃料板性能。     

U-Mo合金与Al扩散反应特征研究

采用扩散偶方法研究了U-Mo合金与Al扩散反应特征.扩散偶以热压方式实现持续贴合.实验在真空热压炉中完成,热压温度550-570℃,时间5～21 h.结果表明:U-Mo/Al扩散层界面形貌和成分与扩散层厚度有关;在扩散层界面处U、Mo和Al的含量突变;U-Mo侧扩散层产物主要为(U,Mo)Al3,Al侧产物为(U,Mo)Al4和UMo2Al20.U-Mo/Al扩散反应是Al越过U-Mo/Al原始界面向U-Mo侧扩散并发生固体反应和扩散层向Al层生长的过程.     

U-Mo合金与Nb的互扩散行为

采用包覆热轧法制备U-Mo/Nb固相复合扩散偶，在760℃下对U-Mo/Nb固相复合扩散偶进行不同时间（3～15h）的扩散热处理，得到了不同厚度的扩散层。对热处理时间与扩散层厚度间的关系进行了线性拟合，观察到扩散层生长起初具有一段孕育期。对热处理后扩散层进行了SEM分析和EDS分析，初步讨论了扩散偶长时间热处理后靠近U-Mo合金一侧出现裂纹的原因。对扩散偶热处理后扩散组元分布进行了深入分析，观察到长时间的热处理扩散层厚度的增加只是U元素在Nb基体中的均匀化过程。     

U-Mo合金成分均匀性工艺研究

对真空感应熔炼采用的石墨坩埚涂层材料及其制备工艺、合金成分均匀性控制进行了研究.结果表明:涂层选用加入5wt%～10wt%二氧化钛稳定的氧化钙材料,经真空烧结而成,将能提高其稳定性;金属钼片靠坩埚底部装料有利于成分均匀;熔炼温度在1480℃、时间8min左右,控制钼含量的成分均匀性和合金中杂质元素碳的综合效果较合适;晶粒基本上为等轴晶,晶粒等级为6.4级(35μm左右),晶粒中心钼含量要比晶粒边界要高;合金未浇注影响了合金相的组成;并形成以α-U相为主的金相结构.要保持尽可能多的亚稳γ相,必须对合金进行浇注,以加快冷却速度.     

研究堆燃料的发展现状与前景

在过去33年中,国际降低研究和试验堆铀浓度计划已成功开发和应用了U₃Si₂-Al弥散型燃料。但由于U₃Si₂的抗辐照性能限制了它可能承受的运行温度与裂变密度,所以该燃料只适用于低功率密度的研究堆。U7Mo-Al弥散型燃料中的UMo颗粒与Al基体发生广泛的化学反应,将引起严重的肿胀与起泡问题。近年来,给U7Mo颗粒表面涂敷ZrN隔离层,获得防止反应的显著效果,使U7Mo-Al弥散型燃料有望应用于实践。U10Mo单片型燃料的芯体铀密度可达16g/cm³,辐照性能良好,但制造方法需进一步完善;应用中国核动力研究设计院改进的框架结构与轧制方法,能够控制UMo芯体与Al包壳具有相近的延伸率,从而可成功地轧制出合格的U10Mo合金单片型燃料板。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度,Mo-Re合金与UO₂的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

中国核动力研究设计院研究堆燃料元件的发展现状

文章介绍中国核动力研究设计院(NPIC)紧跟国际原子能机构(IAEA)确认的防止核扩散、降低研究和试验反应堆用燃料富集度研究计划(RERTR)的进展,在研究堆低浓铀燃料元件开发研究方面进行的一系列工作,描述了NPIC的U3Si2-Al燃料元件研究及生产现状和在新开发的UMo合金燃料研究方面的最新进展.     

压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究

环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。     

核燃料循环中的技术与工业演变

本文介绍了从天然铀开采到燃料生产直到后处理的整个燃料循环中的技术和工业演变。核燃料循环的焦点是燃料组件的设计和制造。燃料制造业最重要的发展是以轻水堆 MOX 燃料形式出现的钚再循环。高杰马集团在燃料循环工业中处于领先地位。     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

中国核动力研究设计院研究堆安全分析

本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安全性，安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好；高通量工程试验堆由于建造时间早，功率规模大，风险程度比岷江试验堆高。因此，必须加强高通量工程试验堆安全整治，才能确保该反应堆运行安全。