水堆燃料元件性能分析及程序FROBA开发

在详细分析芯块和包壳的辐照行为的基础上,开发了燃料元件性能分析程序FROBA,并对燃料元件的热工-机械-材料特性进行模拟分析,计算得到不同燃耗深度下燃料元件的温度、应变特性。通过与美国爱达荷国家实验室的软件计算结果进行对比,验证本工作开发程序的准确性。结果表明:在芯块和包壳接触前,芯块温度先上升,密实化消失后温度逐渐下降;接触后芯块温度会再次上升。     

燃料元件分析程序需要与时俱进

本文对我国应用燃料元件程序作了简要历史回顾，并在介绍国外燃料元件程序近年来发展情况和与国外专家交流的基础上，提出了对我国当前使用的燃料元件程序进行更新和发展的具体意见，以与同行专家商榷。     

核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进,材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进、材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

燃料元件堆内考验试验技术研究

仪表化压水堆燃料元件的堆内试验研究采用的燃料组件有4根仪表化燃料元件,共安装了12副测量传感器。燃料元件采用双层包壳结构,以提高燃料辐照温度。其中2根燃料元件安装了燃料中心温度传感器和元件表面温度传感器,另外2根安装了膜片式压力传感器。燃料组件上还安装了冷却剂温度传感器和自给能中子探测器等。     

钍基重水核能系统燃料的物理特性研究

对全铀CANFLEX燃料和含钍CANFLEX燃料的物理特性进行了研究。用WIMS-AECL程序计算了参考栅元的冷却剂空泡反应性、燃耗等参数。通过与铀燃料的对比，展示了含钍燃料在安全性和经济性上的特点还特别介绍WIMS-AECL程序在使用过程中的参数选择方法，     

HTGR燃料元件制造工艺及性能研究

本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明:元件的冷态性能满足10MW HTGR 设计要求,并达到国际设计标准。     

水堆燃料元件的破损监测、定位和处理

本文简介反应堆破损燃料元件的监测、定位和处理；反应堆运行时的监测与定位；换料时或换料后的监测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；破损燃料棒拆出后的监测与定位；燃料组件的监测、拆卸和修复等方面在国际上的研究开发现状。     

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。     

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。     

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.     

板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序开发及验证

采用Visual Fortran 6.5程序语言,基于质量、动量和能量守恒方程,以及合理的流动传热和物性关系式,开发了板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序.利用该程序计算了IAEA 10MW MTR 基准题中定义的堆芯反应性引入和堆芯失流事故.结果表明:本文计算所获得的停堆时刻功率、燃料芯块最高温度、包壳外壁面最高温度以及冷却剂出口温度与文献的计算结果吻合良好,验证了本程序模型的正确性.     

我国压水堆核电燃料元件的发展

概述了我国压水堆核电燃料元件发展历程及世界压水堆燃料元件发展趋势,并对我国核电燃料元件发展提出了见解.     

板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究

板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。     

环形燃料元件小堆的概念设计

环形燃料元件小堆是世界上目前比较先进的堆型。研究设计了一个环形燃料元件小堆,开发出适于环形燃料堆计算的软件和方法。采用整组件束棒计算堆芯少群参数的方法大大提高了计算精度。计算了堆芯的有效增殖系数、所有控制毒物的单个价值以及总价值、堆芯从室温到工作温度的温度效应等堆芯参数。结果表明:设计的环形燃料元件堆具有良好的稳定性和安全性,可以作为一代新堆。     

HFETR运行寿期和燃料元件装载量优化研究

文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了⁶⁰Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆（HFETR）运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对⁶⁰Co产量和中子转换比的影响,采用点堆模型分析平衡堆芯下HFETR的燃料元件装载量。该优化研究的目的在于为HFETR堆芯装载和运行方式优化提供参考以提高其运行的经济性。结果表明,HFETR运行寿期设计为25 d较佳,在此寿期下的平衡堆芯燃料元件理想装载量为70盒。     

HTR-10燃料元件双向探测器敏感元件特性研究

探讨了将感应线圈用作探测器敏感元件的优点,研究了串联感应线圈的结构参数和性能之间的关系,并进行了优化。实验结果表明,采用电感线圈作为敏感元件可以获得的检测信号,满足实际使用要求。