高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)和堆元件燃耗[Bu(%)]的一种计算方法

一、引言~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)对测定反应堆元件的燃耗B_u(%)、研究反应堆的特性和运行状况都是很重要的参数。在一定燃耗深度但仍属浅燃耗范围内,α_5值变化较小,还可以通过测定反应堆元件辐照前和辐照后~(235)U和~(236)U的含量来确定它的数值,常采用的α_5值     

西方国家的后处理能力

【西德《原子经济》1982年第3期第120页报道】国际原子能机构研究了贮存辐照燃料元件的经验,并估计了到2000年的累积量。据称,至今低燃耗燃料元件有的已在水池中贮存了20多年,高燃耗元件有的也贮存了10多年,都没有发生问题。该机构还对所有贮存辐照燃料元件的水池进行了研究,得出的结论是:自1947年以来,     

燃料元件行为分析程序METEOR1.5的校核

燃料元件性能分析程序对于核燃料研究、设计具有十分重要作用.本工作用国际原子能机构(IAEA)的合作项目--"高燃耗下燃料行为模型研究"(FUMEX-Ⅱ)中得出的燃料元件辐照试验数据对燃料元件行为分析程序METEOR1.5进行验证计算.计算结果表明,METEOR1.5程序在燃耗65GW·d/t(U)以内时,能够对轻水反应堆二氧化铀燃料辐照行为做出很好地预测.     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆（CEFR）上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明：两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆(CEFR)上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明:两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验，在中国原子能科学研究院重水试验堆上高温高压考验回路中进行，组件平均燃耗２５０１０ＭＷｄ／ｔＵ。描述了考验组件结构及工艺制造、考验装置结构、辐照条件、考验参数（功率、燃耗）的确定，并对燃料组件、燃料棒、辐照装置堆内性能作了评述。     

法国已研制成功堆用新型锆合金

国外一些有核电的国家 ,如美、法、德、日等国 ,都在积极地开展深燃耗燃料元件的研究工作 ,其目标是延长燃料元件使用寿命、提高铀燃料利用率、降低燃料循环成本、降低核电成本。在开展此项研究试验工作中遴选出能经受物理、化学、机械、辐照、裂变气体等多方面作用的燃料元件包壳材料是十分重要的。要求在达到预定的深燃耗目标时 ,元件包壳材料不会发生破损。当前压水堆核电站燃料的燃耗设计值通常是 330 0 0兆瓦日 /吨铀。如果燃料在堆内使用时间由 1 2个月延长到 1 8个月 ,其燃耗提高到 4 5 0 0 0兆瓦日 /吨铀以上 ,那么燃料元件使用的锆…     

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.     

生产堆元件燃耗测定中试样的溶解

研究了生产堆元件燃耗测定中试样切片的溶解。建立了HCl溶解—HNO_3氧化和Hg(NO_3)_2催化—HNO_3溶解两种方法。溶解了一块辐照元件的两组对称片,所得溶解液能满足燃耗测定中分析工作对料液的要求。     

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.     

辐照后HTR-10球形燃料元件电化学解体及裂变产物分布研究

辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段。在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利用基于电化学氧化原理的两步解体法,对所选元件(燃耗约35 GW·d/tU)进行了包覆燃料颗粒与基体石墨的分离,获得了元件中不同位置区域的包覆燃料颗粒、解体石墨粉和电解液,通过γ能谱定量分析了解体石墨粉和电解液中的放射性核素成分及含量,并基于此明确了放射性核素在辐照后球形燃料元件基体石墨中的分布。结果表明：部分电解液中裂变产物¹³⁷Cs与¹⁴⁴Ce活度显著高于其他电解液样品,表明其对应区域中可能存在破损包覆燃料颗粒;元件表层位置对应的电解液中活化产物⁶⁰Co高于内部区域,主要来源于HTR-10一回路的放射性粉尘沾污。本工作初步建立了高温气冷堆辐照后球形燃料元件电化学解体和解体样品分析测试的平台及方法,为TRISO型包覆燃料颗粒破损机制分析及其堆内行为研究提供了重要基础。     

高通量工程试验堆堆芯燃料元件温度-流量测量装置

一、引言为了获得燃料元件在辐照条件下性能的有关数据及保证高通量堆第一、二炉高功率、深燃耗安全运行,在堆芯K11栅格位置安装了一盒仪表燃料元件。利用它在反应堆运行、停堆、元件出堆期间完成了一系列稳态和动态试验的元件热工测量,为校核堆芯热工设计和摸清高通量堆的性能提供了实测数据。     

普雷克斯流程也适用于快堆后处理

【西德《原子经济》1983年第9期第434页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心热化学研究所成功地处理了一批快中子增殖堆的辐照燃料元件。这是在名为“米利”的实验装置中进行的,这批燃料元件共7公斤,最高燃耗达100,000兆瓦·日/吨。从而证明了用于轻水堆辐照燃料的后处理方法——普雷克斯流程完全适用于快堆燃料元件的后处     

考虑静水压力的HBS辐照肿胀本构关系开发及验证

分析了静水压力对UO₂高燃耗结构辐照肿胀产生影响的机理，据此给出了开发辐照肿胀本构关系的3个基本假设，得出静水压力主要通过压缩高燃耗结构气孔体积而影响辐照肿胀这一结论。在已完成开发的高燃耗结构辐照肿胀关系式的基础上，定量计算静水压力引起的气孔收缩和高燃耗结构辐照肿胀减小量，成功地开发了考虑静水压力的高燃耗结构辐照肿胀本构关系。利用现有高燃耗结构辐照肿胀数据对本构关系做了初步验证，验证结果表明了其合理性。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

<正>为了解中国实验快堆(CEFR)堆芯不同位置的辐照性能,验证快堆堆芯燃耗计算程序,对CEFR某一燃料实验组件进行了相对燃耗分布测量,并与理论计算结果进行对比,如图1所示,两者符合较好。图1a示出测量得到的4#元件棒及6#元件棒在不同位置处~(137)Cs的相对活度分布。元件棒不同位置的~(137)Cs活度分布较为连续,未出现锐利的     

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。     

U-10Mo/Zr单片式燃料元件堆内稳态热-力学性能研究

本文建立了U-10Mo/Zr单片式燃料元件的辐照性能模型以及热-力学本构关系,采用有限元方法进行非均匀辐照场中燃料元件稳态热-力学性能的数值模拟,获得并分析了U-10Mo/Zr单片式燃料元件温度、形变和应力的分布特点及变化规律。研究结果表明,燃料芯体厚度增量在芯体和包壳结合面附近达到最大,主要受到燃料辐照蠕变的影响;在较低燃耗条件下,燃料芯体高温辐照肿胀模拟结果与低温辐照肿胀试验结果相当;燃料芯体边角区域和包壳端面外侧区域存在应力集中。      

高通量工程试验堆堆芯燃料元件温度和流量测量

论述了高通量工程试验堆堆芯燃料元件的温度-流量测量装置及其测量系统,论述了在反应堆提升功率、首炉全寿期运行试验和第二炉加深元件燃耗试验中仪表燃料元件在稳态与动态测试方面的应用情况,论述了确定肋下热点温度的方法,进行了误差分析,介绍了燃料元件出堆脱水试验。该测量装置成功地用于高通量堆的高功率、深燃耗安全运行,燃料元件 随堆辐照及各种试验研究。装有本测量装置的仪表燃料元件经过两炉运行,积分功率达到9088MWd,最大点燃耗约为64.9%,从而大大提高了高通量堆燃料使用的经济性。     

压水堆核电站乏燃料元件γ扫描测量

在压水堆核电站乏燃料元件检验中,完成了4根完整元件棒、4根破损元件棒的γ扫描测量,元件燃耗分布在9600～45000 MW•d/t（U）之间,获得了完整元件轴向相对燃耗分布、破损元件¹³⁷Cs分布及迁移流失情况。结果显示,破损元件均存在不同程度的Cs迁移流失,破口处存在¹³⁷Cs计数突变（降低）。破损元件¹³⁴Cs/¹³⁷Cs原子比分布与相邻完整元件基本一致,表明¹³⁴Cs、¹³⁷Cs流失比例近似相等,可用¹³⁴Cs/¹³⁷Cs原子比表征其相对燃耗分布;破口处可通过低挥发性核素¹⁵⁴Eu计数水平判断燃料芯块是否缺失。检验结果可为燃料元件破损原因分析及堆内行为分析提供重要依据。