高燃耗燃料元件易引发卡棒事件

一、事件的基本情况据资料报道 ,美、法、德、日等国都在积极地开展压水堆核电站燃料的高燃耗方面的研究试验工作。其目的是延长燃料元件使用寿命、提高铀燃料利用率和降低燃料循环成本 ,进而有利于降低核电成本。它也是在核燃料一次通过反应堆前提下的一种有效的节铀途径。有资料表明 ,如果压水堆燃料元件燃耗由 3.3万兆瓦日 /吨铀提高到 5万兆瓦日 /吨铀 ,并采用 1 2个月的换料周期 ,就可节约铀 1 3- 1 6 %。近几年国外研究结果认为 ,压水堆卸料燃耗达到 4 .5万兆瓦日 /吨铀时已没有多大的破损风险。据报道 ,1 994至1 9 96三年中 ,当压水…     

高通量工程试验堆燃料元件进一步加深燃耗研究

本文通过三维网程序对所选择的高通量工程试验堆参考堆芯作了三维计算，通过已知的实验结果论证了计算结果的准确性。从物理计算分析的角度看，ＨＦＥＴＲ元件在不超过最大燃耗为６７％这个限制值的提前下，盒平均燃耗限值可以由４５％和提高到５０％，同时元件的安全性能不变。     

CF燃料棒高燃耗下的性能评价

本文首先介绍了FUPAC软件中与N36合金包壳相关的计算模型,后针对高燃耗情况下,采用FU-PAC软件对CF燃料棒的性能进行理论分析,结果表明:在CF燃料棒燃耗达到60 000 MWd/t,寿期内I、Ⅱ类运行工况下,其结构完整性能够得到保持.     

MOX燃料堆芯热工特性及设计限值研究

使用MOX燃料的快堆核电站以其线功率高、燃耗高、堆芯出口温度高等特点,对堆芯热工设计提出了新的问题.本文在对MOX燃料热工性能分析的基础上,给出了主要的热工设计限值,并以电功率870 MW电站为参考,初步分析了其堆芯热工特性和设计裕量.结果表明对于MOX燃料,较高的堆芯热工参数合理可行,且具有足够的裕量.     

基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析

球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。     

基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析

分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与破损燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式,为进一步定位破损元件提供理论依据。     

压水堆燃料棒设计参数不确定性研究

采用岭澳二期换料方案使用的功率运行数据,用法玛通的COCCINEL程序对AFA 2G燃料组件设计参数的不确定性进行计算、分析和评价.AFA 2G燃料组件虽已使用了很长时间,并已逐渐被AFA 3G燃料组件和Alliance燃料组件所替代,但其燃料棒设计参数不确定性研究结果同样适用于新型燃料组件.作为同一公司的系列产品,这些组件在某些方面具有一定共性,设计参数和所用材料又大致相同,所以,对AFA 2G燃料组件的研究具有一定的典型性.     

HFETR燃料元件燃耗测定的重同位素方法研究

本文推导和研究了适用于高通量工程试验堆燃料元件燃耗测定的重要公式,并将ASTM E244的公式作了重要修改。燃耗值的不准确度可达到3％,与Nd标准方法最大偏差为2％,为重同位素方法使用提供了新公式。     

韩国的高燃耗燃料技术

高燃耗燃料开发是韩国的国家级研发项目,涉及包壳、UO2芯块、定位格架、性能评估程序和燃料组件测试等关键技术领域。经过合金成分设计、制管、堆外和堆内试验,新的包壳合金被开发出来。由于新合金采用了优化的成分和热处理工艺,这种新型Zr-Nb管的抗腐蚀能力和蠕变强度远优于ZrO4管。氧化铀芯块的大晶粒制造技术使用了不同氧化铀晶种和微量掺杂的铝。通过对氧化铀芯块的碎片进行氧化和热处理获得UO2晶种,然后将其加入UO2粉末中。通过制造含有W通道的UO2芯块来提高热导率。为了分析燃料性能,建立了新的高燃耗模型和相应的程序。该程序经过了国际数据库和我们自己数据库的验证。开发的定位格架有波浪形接触弹簧和搅混翼。力学和水力测试表明该格架在棒支撑、耐磨性、临界热流密度等方面都有良好表现。最后,研发了燃料组件测试技术,建造了力学和热工水力测试装置,已投入使用。不久以后,这些成果都将被用于韩国核燃料计划,提高韩国压水堆的安全性和经济性。     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型,该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响,并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据,产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵,以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明,对于栅元无限增殖因数,裂变产额和半衰期引入的不确定度很小;对于部分裂变产物的原子核密度,裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。     

Burnup Calculation Sensitivity and Uncertainty Analysis Method of Fission Yield and Decay Half-life

The calculation model of sensitivity coefficient for decay half-life and fission product yield in burnup calculation was derived based on generalized perturbation theory, which considered the interaction between nuclear concentration and neutron flux. A code was developed to calculate sensitivity and uncertainty of effective neutron multiplication factors and nuclide concentration caused by nuclear data. Covariance matrix of fission yield for a simplified burnup library was generated based on standard deviation data of independent fission yield in evaluated nuclear data library to improve the accuracy of uncertainty quantification. Uncertainties induced by decay half-life and fission yield on infinite neutron multiplication factors and nuclide concentration for TMI-1 pin-cell in the UAM burnup benchmark were quantified based on ENDF/B-Ⅶ.1. The numerical results show that the uncertainty of infinite neutron multiplication factors induced by decay half-lives and fission yields is low, while the uncertainty of concentration of some fission product nuclide is high.     

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

基于统计抽样的压水堆燃料组件性能分析不确定度量化研究

为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP Bamboo Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

国产压水堆核电站40 GW•d/tU乏燃料棒金相检验

为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施（303热室）对燃耗为40 GW•d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明：40 GW•d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%～5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2 μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23 μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150 μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。     

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,~(135)Xe(n,γ)、~(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,~(232)Th(n,γ)、~(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。     

Statistical Uncertainty Analysis Applied to Fuel Depletion Calculations

In this paper, we present an uncertainty methodology based on a statistical approach, for assessing uncertainties in lattice code predictions of fuel composition changes with burnup due to uncertainties in the fuel geometric configuration, initial enrichment, and depletion conditions. The methodology has been applied to depletion calculations with CASMO-4 and experimental data from the ARIANE Programme to estimate the calculation uncertainties in nuclide concentration and other neutronic parameters at any time during the irradiation history. Results have shown that important information on the quality of the code's predictions can be obtained by analyzing the comparison of the code's estimates and their associated uncertainties, in the form of tolerance intervals, with experimental data and their reported errors.     

高燃耗陶瓷燃料颗粒的参数化建模及强度分析

弥散燃料芯体中的陶瓷燃料颗粒在辐照条件下会形成裂变气孔,燃料颗粒内部气孔间的相互干涉作用及气孔内压的增长致使局部拉应力超过材料强度极限,进而导致燃料颗粒开裂。本文考虑高燃耗燃料颗粒内气孔尺寸和位置分布的非均匀性,实现了颗粒内部的细观结构参数化建模。运用有限元方法计算并分析了气孔尺寸、基体约束压应力、温度和气孔分布方式对颗粒内部最大拉应力的影响,研究了颗粒内开裂危险区的分布规律。结果表明,陶瓷燃料颗粒最大拉应力随气孔尺寸和温度的增加而增大,随基体约束压应力的增加而减小;燃料相的断裂强度减小,开裂危险区面积增大;燃料颗粒从内部多处开裂破坏,而表层处开裂的概率更大。本文为弥散燃料失效研究及优化设计提供了分析方法及数值参考。     

AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长

叙述了AFA3G燃料组件和燃料棒在辐照情况下的生长机理，设计准则，计算方法和计算结果，论证了在大亚湾18个月换料情况下，AFA3G燃料棒和燃料组件的辐照生长满足设计准则的要求，并给出了设计的裕量值。