Zr-2包壳管爆破力学性能

核燃料元件是反应堆的核心部件，由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣，中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相互作用和裂变气体产物的释放，使包壳管承受双向应力，均会造成燃料元件的力学性能下降，形成安全隐患，它的安全性能直接影响反应堆的安全可靠性。为更好地模拟包壳在堆内的受力状态，一般采用内压爆破试验来获得包壳材料的断裂强度与延性数据。     

M5合金包壳管高温爆破性能

在反应堆运行期间，特别是运行后期，由于燃料芯块与包壳的机械相互作用以及燃料芯块的裂变气体的释放，包壳管将承受较大的双轴应力。为保障在反应堆运行期间的安全性，燃料元件包壳管的完整性非常重要。而内压爆破试验更能体现出燃料包壳材料在堆内时的真实受力状态。     

回堆考验元件裂变气体测量分析

反应堆燃料元件的裂变气体释放率测量是辐照后检验的一项重要内容,它对于评价燃料元件的性能起着重要作用.回堆考验组件采用3×3-2再组装小组件方式,由一期考验的3根老棒、4根新棒和2根控制棒导向管组成.3×3-2小组件在中国原子能科学研究院重水研究堆辐照到燃耗(以金属铀计,全文同)30.9 GW*d/t(老棒)时,堆内出现破损信号.随后将其运至热室,非破坏性检验未发现元件棒破损.为此,采用激光刺孔方法将7根元件棒刺穿,测量元件棒气腔内压和裂变气体释放率.结果表明,元件棒内压均不低于再回堆考验前的压力值,从而进一步证实元件棒未发生破损,与一期考验元件相比,回堆后的燃料棒裂变气体释放率无明显增加.     

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。     

压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体非稳态释放数值模拟研究

压水堆燃料包壳破损后,芯块-包壳间隙内积累的裂变气将释放到冷却剂中,其内部的微观机理还尚不清楚。为了揭示裂变气体释放过程中冷却剂与气体的相互作用规律,基于三维计算流体力学（CFD）方法对该物理过程展开数值模拟,所利用的模型为VOF模型以及k-ε模型。模拟结果表明,包壳破损后冷却剂首先进入芯块-包壳间隙,在芯块-包壳间隙内蒸发,引起芯块-包壳间隙内压强上升,而后裂变气体释放到子通道;裂变气体从芯块-包壳间隙释放到子通道可分为2个阶段。第一阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较大,气体射流进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较大,且变化也较大。第二阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较小且相对平稳,裂变气体通过破口内涡的对流传质进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较小,且相对稳定。      

UN燃料性能数值分析

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。     

TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。     

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验

提供经过适当考验的燃料元件是动力堆发展的先决条件之一,高温气冷堆也不例外。高温堆燃料元件考验的总目标是研制出不仅在反应堆正常运行条件下,而且在事故和瞬态条件下,裂变产物释放率低的燃料元件。燃料元件的考验由冷态和热态两部份组成,热态考验一般在冷态考验合格的基础上进行,是燃料元件最终考验。包覆燃料颗粒是高温堆燃料元件的关键,在冷态考验的基础上,我们进行了辐照试验,测定了包覆燃料颗粒的裂变产物释放率,Xe-133和 I-131的释放率在10~(-6)至10~_(-7)之间。     

UO2燃料裂变气体渗流模型研究

为分析UO₂燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO₂燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO₂燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。      

大晶粒UO2燃料芯块和试验燃料组件的设计与制造

本工作涉及大晶粒UO2燃料芯块的研究、试验燃料组件的设计与制造。所谓大晶粒是在UO2粉末中分别添加Al2O3／SiO2、Cr2O3粉末，烧结后形成了大晶粒UO2燃料芯块，它能有效降低裂变气体释放、减少燃料棒内压、减少芯块和包壳的PCI作用，     

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。     

薄膜压力传感器的设计和试验

本文介绍了为研究燃料元件裂变气体在堆内辐照中的释放行为而设计的薄膜压力传感器。堆外试验和在高通量工程试验反应堆(HFETR)内的辐照试验结果表明,在辐照到快中子积分通量1.4×10~(20)N/cm~2(E>0.625eV)时,其测量误差在±1.4%以内.     

SiC复合包壳堆内性能初步分析

采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。     

略谈国外动力堆燃料元件 PCI 破损问题

(一)国外研究 PCI 问题的历史背景及重要意义所谓燃料元件的 PCI(pellet and clad-ding interaction)是指水冷动力反应堆所使用的燃料元件芯块与包壳之间的相互作用。由于 PCI 作用可导致元件破损,因而引起了国外的重视。也就是说,PCI 问题直接涉及到燃料元件在堆内使用的安全性,同时也关系到水冷堆核电站的经济性。众所周知,国外目前运行着的核电站绝     

CIAE Application of Patent in 2006

在水冷动力堆内，元件包壳必须具有足够的蠕变强度，以防止在高温、高压下运行的包壳塌陷和变形而危害元件卸装及减小包壳容纳裂变气体的能力和冷却剂流道的间隙。因此，锆合金的蠕变性能是反应堆运行中必须考虑的重要问题之一。我国已引进法国M5锆合金包壳管制造技术。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

快堆燃料芯块压制成型技术研究

本文采用双向压制的方法制备MOX燃料芯块生坯,通过一系列实验,对压制压力、保压时间和成型剂添加量对燃料芯块生坯和烧结芯块性能的影响进行了研究,得到一套快堆燃料芯块压制成型的工艺技术参数:压制压力400 MPa、保压时间2 s、硬脂酸锌添加量0.4%(质量分数)。验证实验结果表明,采用上述工艺参数制出的生坯质量良好,烧结得到的芯块微观组织均匀、无宏观及微观缺陷,可用于快堆燃料芯块的制造,同时对其他类型燃料元件芯块制造有较好的参考作用。     

氢化物燃料在轻水堆中的行为

对于轻水堆，铀氢锆燃料相对于氧化物燃料有许多优点。裂变气体释放量在600℃以下非常小，但初期的辐射肿胀在650℃以上时非常大，可以达到5％。燃料内温度分布不均匀引起的氢的再分配（氢原子向芯块边缘扩散），使燃料径向应力增加，当使用液态金属做包壳间隙填充物时，芯块中心处的总应力可能使燃料产生裂缝，而表面保持原样。轴向氢的再分配使得氢原子由中心向两边迁移。慢化剂迁移造成的中子学效应尚未知。     

铀氢化锆燃料特性（1）

本文评价了作为轻水堆燃料的两相氢化物U0.3ZrH1.6的相关特性。其中许多可用的数据来自于40多年前的空间核辅助动力源计划（SNAP）和过去30多年来为TRIGA研究堆储备的非常有限的数据。总结了其输运、力学、热传输和化学特性。氧化物燃料和氧化物燃料的一个主要区别是后者具有很高的热导率,这一特性显著降低了反应堆运行时的燃料温度,从而减少了反冲造成的裂变气体释放。但是,在氢化物燃料中观察到了铀原子周围形成空位所造成的早期异常肿胀。为了避免这种肿胀的产生,要求将燃料峰值温度限定在650℃左右（燃料开发者推荐的设计限值是750℃）。要满足此温度限值,需要用液态金属而不是氦气来填充燃料咆壳间隙。液态金属的热导率比氦气大100倍左右,因此前者对间隙厚度的限制不如后者严格,有可能通过选择足够大的初始间隙尺寸来有效推迟芯块与包壳的直接接触（PCMI）。填充液态金属使得燃料可以在现有的轻水堆线功率下使用而不会超过任何设计限值。氢化物燃料中的主元素氢在运行过程中的行为是发生氧化物燃料所没有的现象的根源。由于ZrHx中的氢有很强的热致传输能力（热扩散率）,燃料中氢在温度梯度下的再分配使H／Zr比发生变化,由最初的1．6变成了中心的1．45和边缘的1．70。因为氢化物的密度随H／Zr比的增加而降低,氢再分配的结果使得芯块内部为拉应力,而边缘为压应力。由此导致的燃料芯块边缘的压应力足以克服温度梯度造成的热膨胀引起的拉应力,从而防止了氧化物燃料中典型径向裂纹的出现。确定了数种辐照时H／Zr比的降低机制,第一种是燃料中的杂质氧从Zr向稀土元素氧化物裂变产物中的迁移;第二种是这些裂变产物金属氢化物的形成;第三种是作为H2逃逸到气腔中。对氢化物燃料制造方法的评估表明,即使是大规模地生产氢化物燃料,其制造费用也可能显著高于氧化物燃料。氢化物燃料的裂变产物肿胀率高（是氧化物燃料的3倍）,要求芯块包壳间的间隙要在300μm左右才能避免芯块与包壳的直接接触。