高温堆燃料元件研制(英文)

我国10MW高温试验模块堆采用球形燃料元件,这种燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体里的燃料区和由不含燃料的同样基体材料外壳组成,燃料区和无燃料区之间没有物理上的分界面。用修改了的溶胶凝胶工艺制备燃料核芯,该工艺兼有内、外凝胶工艺的优点,包覆燃料颗粒采用TRISO结构。实验室产品的冷态性能和文献资料上发表的国际同类产品的相当,初步辐射结果良好;用化学提纯工艺制出了核纯天然石墨粉;用准等静压的方法制造球形燃料元件,性能指标达到了设计要求;建立并发展出高温堆燃料研究和发展所需的常规的及非常规的性能测试方法,满足了实验研究的需要。     

高温气冷堆燃料元件发展前景

第4代核能系统主要候选堆型之一的超高温气冷反应堆(very-high-temperature reactor,简称VHTR)氦气出口温度要求大于1 000℃;从经济性考虑,模块式高温气冷堆的单堆功率愈高愈好,燃料的燃耗深度也愈高愈好,这些对近代低富集度3层包覆颗粒(modern LEU TRISO particles)燃料元件提出了更高燃耗深度和耐更高温的要求.为满足上述要求,本文介绍了ZrC层代替包覆燃料颗粒的SiC层、UCO(UO2 UC2)核芯代替包覆燃料颗粒的UO2核芯和进一步降低现有低富集度3层包覆颗粒SiC层破损率的高温气冷堆燃料元件的研究和发展.     

高温堆嬗变Pu燃料元件的制备

介绍了清华大学在制备高温气冷堆嬗变Pu惰性元件方面的研究进展.分别采用溶胶凝胶工艺和注凝成型工艺制备ZrO2陶瓷微球作为基体,经过低温烧结获得多孔微球;用U代替Pu进行浸渍后,再经过高温烧结获得致密的陶瓷微球;基体中的U含最基本稳定在10%左右.采用与10MW高温气冷堆燃料元件包覆颗粒相同的制备工艺,在ZrO2/U复合微球表面依次沉积疏松热解炭、致密热解炭、SiC和外致密热解炭,制备出包覆型嬗变燃料颗粒.     

后处理高温堆石墨燃料元件的新方法

【西德《原子核能》1982年第41卷第1期第65页报道】至今,后处理高温堆的燃料元件时先烧掉碳,然后用化学方法分解燃料和/或增殖材料。当燃料颗粒带有碳化硅涂层时,增添一道研磨工序。这种方法在经济上和生态上是有缺点的;热室里需要的设备     

美日合作研制快堆燃料元件

【英国《国际核工程》1981年8月号报道】根据美国与日本签订的新协定,美国能源部和日本“动·燃”事业团将联合在快中子高通量试验装置(FFTF)上进行快堆燃料组件和包壳的辐照试验,在EBR一H堆上进行快堆的性能试验。日本"动·燃"事业团承担     

高温气冷堆包覆燃料颗粒研制

在流化床包覆炉中，采用化学气相沉积法系统地研究了制备包覆燃料颗粒的工艺参数和性能之间的关系，摸索出了疏松热解碳层（沉积温度１３５０℃，乙炔气体浓度８５％）、致密热解碳层（沉积温度１４３５℃，丙烯气体浓度２５％）和碳化硅层（沉积温度１６００℃，甲基三氯硅烷浓度１．８０％）的最佳工艺条件，总结出了经验公式，制备出了疏松热解碳层密度为０．９９ｇ／ｃｍ３、致密热解碳层密度为１．８９ｇ／ｃｍ３和碳化硅层密度为３．２１ｇ／ｃｍ３的合格ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒。     

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。     

10MW高温气冷堆球形燃料元件虚拟仪器式探测系统的研制

介绍了一种基于虚拟仪器技术研铜开发的高温堆燃料元件探测系统，该系统有效地解决了10MW高温气冷堆燃料元件装卸过程中现场复杂过球信号的计数判断问题，很大程度地消除了外界干扰，保证了计数的准确性，方便地实现了整个系统的智能管理。     

高温气冷堆抗氧化燃料元件氧化行为分析

通过复杂化学平衡计算,对高温气冷堆抗氧化燃料元件在正常运行和极端事故工况下的氧化行为进行了理论分析。结果表明高温气冷堆在出现大量空气或者水进入堆芯的极端事故工况下,抗氧化燃料元件能够起抗氧化保护作用,保持燃料元件的完整性。然而在正常运行工况下,抗氧化燃料元件可能会发生活化氧化,抗氧化涂层的完整性可能会被破坏。通过计算提出适当提高He中CO浓度来防止抗氧化燃料元件被活化氧化。     

10 MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10 MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺.制造了44批,约20 540个燃料元件.燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10-5,正品率为99%.     

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.     

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。     

HFETR堆内燃料元件吊装万向工具研制

描述了高通量工程试验堆（简称ＨＦＥＴＲ）堆内燃料元件吊装万向工具研制的原因,该工具的结构,原理,特点及其在ＨＦＥＴＲ堆内燃料元件吊运中的意义。     

西德高温试验堆燃料元件干贮存池投产

【西德《原子经济》1982年第3期第121页报道】于利希核研究中心的高温试验堆(AVR)辐照燃料元件中间贮存池已经投入使用。贮存池位于去污运行部的废物室装置内,是该中心在动     

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

高温堆燃料元件气动力提升过程的数值模拟

为研究高温气冷堆中燃料球的气动力提升过程,本文采用三维计算流体力学数值模拟与三自由度动力学仿真解耦的方法对燃料球的运动轨迹进行了模拟。通过计算流体力学方法计算了燃料球在提升管内所受的气动力,运用三自由度动力学仿真给出了燃料球在输送管道内的运动轨迹。将数值模拟的运动轨迹与实验测量的结果进行对比发现,本文数值模拟可准确地预测燃料球的运动轨迹和碰撞次数,与实验结果相符。这表明本文方法可用于模拟高温堆燃料球的气动力提升过程。     

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.     

研究堆燃料元件讨论会

核材料学会于10月26～31日在浙江普陀县召开了研究堆燃料元件讨论会。这次会议集中了我国研究堆燃料元件设计、研制、生产和运行单位的领导和科技人员。这次会议的中心议题是:关于我国研究堆燃料元件的设计、研制、无损检验和使用方面的经验交流,讨论研究堆今后的发展方向和对燃料元件的改进意见。     

高温气冷实验堆燃料元件双向探测器的研制

介绍了高温气冷实验堆燃料元件双向探测器的基本原理和实现方法。它以两个并联的感应线圈为敏感元件,通过双通道法采集信号,以８９Ｃ５１单片机为处理核心,系统软件采用循环扫描输入端口的方式获取过球信号,经智能分析、判断,实现了燃料元件的双向检测。