HTR-10球形燃料元件模型分析

中国的高温气冷堆(HTR-10)属球床型高温气冷堆,采用球形燃料元件.在运行工况下,由于温度和辐照引起的应力变化会使燃料元件发生失效,对其进行分析可更多了解燃料元件内的情况.本文主要介绍了球形燃料元件的基本结构,以及燃料元件的温度分布、应力分析、破损率计算模型,并计算了在一定堆工条件下的温度和应力分布.     

高温气冷堆和轻水堆超铀元素管理特性研究

乏燃料中长寿命锕系元素对环境造成长期潜在危害,本文研究球床高温气冷堆不同燃料循环中超铀元素的产生和焚烧特性。在250 MW球床模块式高温气冷堆示范电站HTR-PM铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚作为核燃料,设计了PuO₂和MOX燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与HTR-PM相同结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。采用高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆一次通过燃料循环和不同闭式燃料循环的超铀元素焚烧特性,并与轻水堆燃料循环结果进行比较和分析。结果表明：高温气冷堆一次通过燃料循环超铀元素生成率约为轻水堆的1/2;高温气冷堆闭式燃料循环能有效嬗变超铀元素。     

球形燃料元件中包覆燃料颗粒的化学分析

报道了高温气冷堆球形燃料元件中包覆燃料颗粒的表面铀沾污、自由铀含量及包覆燃料颗粒的装铀量等性能指标的测试方法、范围及测量误差。利用激光荧光法测量并计算了包覆燃料颗粒中的自由铀含量及表面铀 沾污,利用电位滴定法测量了包覆燃料颗粒的装铀量。结果表明,经4层连续包覆的包覆燃料颗粒的质量符合并满足高温气冷堆球形燃料元件对包覆燃料颗粒的设计要求。     

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。     

球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制

为满足球床式高温气冷堆（HTR-PM）示范工程对球形燃料元件大批量生产、单球高铀含量和低破损率的要求,必须对10 MW高温气冷堆时期的球形燃料元件生产工艺进行改进和优化。通过对基体石墨粉、穿衣、压制、车削和热处理等关键设备及相关工艺进行重新设计和优化,建立了规模化的球形燃料元件生产工艺。采用该工艺生产的球形燃料元件,冷态性能如压碎强度、热导、磨损和腐蚀等均满足HTR-PM的技术指标,特别是球形燃料元件的平均自由铀含量与HTR-PM球形燃料元件的自由铀含量指标（6.0×10^-5）相差近1个数量级。采用优化后的规模化生产工艺,成功地研制出符合HTR-PM技术要求的球形燃料元件。     

HTR-10燃料元件的气体输送

为了保证高温气冷实验堆球形燃料元件可靠地输送，采用了传递管输送方法，本文介绍了10MW高温气冷堆（HTR－10）燃料元件气体输送系统的关键设备，管路设计及输送气体流量计算，通过初装料的运行，证明该系统运行良好。     

包覆燃料颗粒应力的有限元分析

高温气冷堆的燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中组成。在反应堆运行过程中,辐照及各复杂的物理化学反应产生的应力会使包覆燃料颗粒发生破损,对包覆燃料颗粒进行应力分析是评价燃料元件和反应堆运行安全性能的主要内容之一。本文基于压力壳模式,主要考虑内压作用下的球形壳层应力及包覆燃料颗粒的非球形因素,用有限元法对应力进行了分析。     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。     

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.     

HTR-PM两根一回路连接管断裂的进气事故分析

进气事故是模块式高温气冷堆关注的超设计基准事故之一,石墨氧化腐蚀反应可能导致反射层结构强度减弱、燃料元件完整性和包容裂变产物能力被破坏,以及产生可燃气体等较严重后果。进气事故的分析研究对进一步掌握高温气冷堆的事故特性以及提高反应堆的安全设计具有重要意义。本文基于200MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步设计,假设与一回路压力边界上、下相连的燃料元件进料管和卸料管同时发生断裂,从而形成烟囱效应并导致空气进入堆芯,利用高温气冷堆专用系统分析软件TINTE对自然循环建立及后续的进气腐蚀过程进行了研究,分析了自然循环流量、堆内石墨腐蚀速率、舱室氧气消耗量、燃料元件温度等关键参数的变化。结果表明,即使考虑腐蚀反应的不均匀性,事故后约60h时才会出现首个燃料包覆颗粒裸露现象,燃料元件最高温度峰值低于1620℃的设计限值,保持完好的燃料包覆颗粒仍具有包容放射性裂变产物的能力。同时,如果在相应的时间内采取措施切断进气源,使石墨腐蚀反应不能继续发展,将不会对反应堆的安全造成严重的影响。     

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。     

HTR-10燃料球和石墨球反应性当量测量实验

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）是球床型反应堆，燃料元件的装卸和循环可不停堆，为了保证其安全运行，必须准确地知道燃料元件的装卸和循环过程可能引起的反应性变化，尤其是向堆芯装料时引入的反应性变化，HTR－10首次临界后对燃料球和石墨球的反应性价值进行了测量，本文介绍了燃料球和石墨球反应性当量刻度的方法，给出了初始装载截芯和空气气氛下的燃料球和石墨球反应性当量实验测量结果。     

Manufacture and characteristics of spherical fuel elements for the HTR-10

The R&D of spherical fuel elements for the 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) started in 1986 in China. A process known as cold quasi-isostatic molding was used for manufacturing spherical fuel elements, and about 20,540 spherical fuel elements were produced in 2000 and 2001. Fabrication technology and graphite matrix materials were investigated and optimized. Cold properties of the spherical fuel elements met the design specifications. The mean free uranium fraction of 44 batches was 4.57 × 10⁻⁵. In-pile irradiation test results showed that irradiation did not lead to apparent change in linear dimensional, geometrical density, porosity and strength of matrix graphite samples. No cracks and blisters were observed in spherical fuel elements. This indicated that matrix graphite and spherical fuel elements of HTR-10 met the requirement of design specifications.     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

Water-ingress analysis for the 200 MWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor

Water ingress into the primary circuit is generally recognized as one of the severe accidents with potential hazard to the modular high temperature gas-cooled reactor adopting steam-turbine cycle, which will cause a positive reactivity introduction, as well as the chemical corrosion of graphite fuel elements and reflector structure material. Besides, increase of the primary pressure may result in the opening of the safety valves, consequently leading the release of radioactive isotopes and flammable water gas. The analysis of such a kind of important and particular accident is significant to verify the inherent safety characteristics of the modular HTR plants.Based on the preliminary design of the 200 MWe high temperature gas-cooled reactor pebble-bed modular (HTR-PM), the design basis accident of a double-ended guillotine break of one heating tube and the beyond design basis accident of a large break of the main steam collection plate have been analyzed by using TINTE code, which is a special transient analysis program for high temperature gas-cooled reactors. Some safety relevant concerns, such as the fuel temperature, the primary loop pressure, the graphite corrosion, the water gas releasing amount, as well as the natural convection influence on the condition of failing to close the blower flaps, have been studied in detail. The calculation results indicate that even under some severe hypothetical postulates, the HTR-PM is able to keep the inherent safeties of the modular high temperature gas-cooled reactor and has a relatively good natural plant response, which will not result in environmental radiation hazard.     

中空六棱柱燃料元件热-力学性能研究

中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用,为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能,评价其失效概率,针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析,采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为,分析了中空六棱柱燃料元件在较低中子注量条件下的温度场、变形、应力分布以及失效概率。结果表明,中空六棱柱燃料元件的最高运行温度约为1020 K,SiC基体的最大应力约为107.32 MPa、失效概率为3.52×10?4,SiC基体较低的失效概率保证了燃料元件的结构完整性。在较低中子注量下,中空六棱柱燃料元件的运行温度和应力均较低并且可以保证结构完整,具有良好的堆内运行状态。      

Large eddy simulation in pebble bed gas cooled core reactors

A high temperature gas-cooled reactor (HTGR) is one of the renewed reactor designs to play a role in nuclear power generation. This reactor design concept is currently under consideration and development worldwide. The combination of coated particle fuel, inert helium gas as coolant and graphite moderated reactor makes possible to operate at high temperature yielding a high efficiency. In this study the simulation of turbulent transport for the gas through the gaps of the spherical fuel elements (fuel pebbles) was performed using the large eddy simulation. This would help in understanding the highly three-dimensional, complex flow phenomena caused by flow curvature in the pebble bed. Resolving all the scales of a turbulent flow is too costly, while employing highly empirical turbulence models to complex problems could give inaccurate simulation results. The large eddy simulation (LES) method would overcome these shortcomings. An attempt to obtain experimental velocity flow patterns using particle image velocimetry technique combined with matched refractive index liquid was pursued.     

Irradiation testing of matrix material for spherical HTR-10 fuel elements

In order to evaluate if the fuel elements and their components (matrix material and coated fuel particles) can meet the design requirements of 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10), an irradiation testing with four spherical fuel elements, 60 matrix material specimens of 5 mm × 5 mm × 40 mm and 13,500 coated fuel particles was performed in Russian IVV-2M reactor from July 2000 to February 2003. The irradiation temperature was 1000 °C. The fast neutron fluence of matrix material specimens reached 1.3 × 10²¹ cm⁻² (E > 0.1 MeV). Post-irradiation examination contained the visual inspection, dimension measurement and determining the density, porosity, specific electrical resistance and bending strength. The irradiation results are given in this paper, and show that the matrix material for spherical HTR-10 fuel elements made from the domestic raw materials and fabricated by the quasi-isostatic room-temperature moulding process is suitable as a structural material for spherical HTR fuel elements.