耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。     

耐事故UO2基复合燃料芯块的研发进展

对先进耐事故燃料（ATF）芯块的研发背景进行了概述,重点讨论了耐事故UO₂基复合燃料芯块的国内外研究现状,认为UN、U₃Si₂和ThO₂等燃料相是耐事故UO₂基复合燃料芯块中最具发展潜力的掺杂相,然而其最佳添加量及分布状态尚需结合多尺度数值模拟和实验研究的方法开展深入探索。      

锆合金表面耐事故涂层研究进展

锆合金表面涂层是核电耐事故燃料研究的一个重要技术途径。本文综述了福岛事故后锆合金包壳外表面耐事故涂层的研究进展,依据涂层制备中的涂层材料、制备工艺、涂层性能表征等关键问题逐次展开。首先介绍用于核电锆合金表面的涂层材料,主要包括金属涂层、陶瓷类涂层、合金涂层和多层复合涂层。其次,介绍用于锆合金表面耐事故涂层的制备工艺,主要包括冷喷涂、离子镀、磁控溅射和其他种类的制备工艺。最后,介绍锆合金表面耐事故涂层性能表征方法以及涂层材料和制备工艺对涂层性能影响的研究工作,涂层性能包括涂层表面完整性和关键堆外性能两个方面。本研究进展可为进一步研究与开发锆合金表面耐事故涂层提供重要参考。     

低密度UO2燃料芯块的制备及微观结构

本文介绍了在UO_2粉末中加入造孔剂制备低密度UO_2燃枓芯块的方法。试验结果表明,加入4wt％草酸铵可获得85.31%TD的烧结块,其开口孔率为0.69%。加入2wt%聚乙烯醇可获得85.10%TD烧结块,其开口孔率为1.16%。而且,它们的孔隙形态、尺寸及分布都是令人满意的。两者再烧结后芯块密度分别增加了0.22%TD和0.30%TD,晶粒尺寸分别为14.3μm和16.1μm。     

UO_2-Er_2O_3燃料芯块的烧结工艺研究

对UO_2-Er_2O_3可燃毒物燃料芯块的烧结工艺进行研究。试验表明:烧结过程中选择生坯密度在55%~60%理论密度的生坯芯块,在1700~1750℃,H2气氛中烧结2~3 h,可得到完整度、密度、晶粒尺寸等性能满足要求的燃料芯块。     

耐事故燃料研究进展

2011年日本福岛核电事故使人们意识到了现有UO_2-Zr核燃料系统的缺陷,尤其在反应堆能动安全系统失效后越发明显。此后提出了耐事故燃料(ATF),它是为提高燃料元件抵御严重事故能力而开发的新一代燃料系统。ATF技术是近50年以来核燃料领域的一次重大技术革命,是超高安全核能系统的未来,在国际核能界已掀起一股科技研发热潮,正深刻改变着核能科技的发展方向。该论文主要从燃料包壳与芯块工艺方向介绍了近几年国际上对新型ATF燃料的研究进展。     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U~(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的~(238)U含量,U~(15)N无明显经济性优势。     

UO_2－锆合金化学反应条件下的包壳水侧氧化动力学

在堆芯熔化情况下，ＵＯ２燃料与锆合金包壳之间的反应将导致一系列的新相生成及氧自ＵＯ２燃料向包壳合金的扩散，进而对包壳的水侧氧化动力学过程中的相间界面推移产生重要影响。本文推导建立了在这种条件下计算锆合金包壳水侧氧化动力学的方法。     

Accident Tolerant Fuel with Chromium-Coated Fuel-Rod Cladding

Atomic Energy - The accident at the Fukushima NPP (Japan) showed the particular danger of a steam-zirconium reaction arising when the temperature of the fuel-rod cladding rises after loss of...     

Effect of Fuel Pellet Eccentricity with Cladding on Fuel Rod Thermal Behavior under Reactivity Initiated Accident Condition

Fuel rod behavior under Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions has been studied in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR), JAERI. In the experiments, cladding thermal behavior was observed to be influenced by the fuel pellet eccentricity to produce large azimuthal temperature variation in the cladding. The maximum azimuthal cladding temperature difference was measured to be as large as 150°C by thermocouples attached to opposite sides of the cladding around the circumference, though the thermocouples did not always detect the maximum temperature difference around the circumference. The actual temperature differences in the fuel rods subjected to less than 290 cal/g?UO₂ were estimated to be 350°C at maximum based on metallographies. A simple calculation considering gap conductance variations also showed that the maximum temperature difference became 350°C under fully eccentrical condition in the fuel rod subjected to 260 cal/g?UO₂. Moreover, as the rod damage such as cladding deformation, melting and failure occurs unevenly around the circumference due to the fuel pellet eccentricity in general, the fuel pellet eccentricity should influence the fuel rod failure under RIA conditions.     

事故容错燃料芯块热学性能分析

采用CFX数值模拟得到UO_2-Mo、UO_2-SiC、UO_2-BeO、U-Si、全陶瓷包覆燃料(FCM)以及传统UO_2燃料芯块在正常工况与事故工况下的温度分布,并依据燃料的热学行为对各种芯块进行分析评价。结果表明,FCM燃料的导热与耐热综合性能优于其他芯块。     

Fabrication Mechanism of Hypostichiometric UO_(2-x) Fuel Pellet

正The manufacturing technology of hypostichiometric UO_(2-x)fuel pellets are very complex.It is unclear in process mechanism,and there are few publicly available literature and experience.     

脉冲激光熔覆制备ATF包壳Cr涂层的工艺与性能研究

介绍了中广核研究院在事故容错燃料（ATF）包壳领域的最新成果，通过预置粉末式脉冲激光熔覆技术，在不同的功率下制备出不同厚度的锆包壳管Cr保护层；通过高温蒸汽氧化增重数据发现，采用半导体脉冲激光熔覆技术、脉冲激光功率50~60?W、螺距0.8~0.9?mm、角速度10°/s等参数条件下制备Cr涂层可以获得较好的抗高温氧化性能，证明保护的效果直接受涂层质量控制。通过SEM分析了涂层的显微结构，采用扩散机理解释了Cr涂层在1200℃下与锆合金基体相容性良好的原因。      

耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明：采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好;由于高铀密度燃料(包括UN、U₃Si₂及UN-U₃Si₂复合燃料)各自均具有鲜明的特点,其中UN-U₃Si₂复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色,但从中子经济性的角度考虑需要将UN中¹⁵N进行富集,而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U₃Si₂燃料的设计方案。     

Thermal Stress Analysis of High-Burnup LWR Fuel Pellet Pulse-Irradiated in Reactivity-Initiated Accident Conditions

For RIA-simulated experiments in the NSRR with high-burnup PWR fuel and BWR fuel, numerical analyses were performed to evaluate the temporal changes of profiles of temperature and thermal stress in pellet induced by pulse power, using the RANNS code. The pre-pulse states of rods were calculated using the fuel performance code FEMAXI-6 along the irradiation histories in commercial reactors and the results were fed to the RANNS analysis as initial conditions of the rod. One-dimensional FEM was applied to the mechanical analysis of the fuel rod, and the calculated cladding permanent strain was compared with the measured value to confirm the validity of the PCMI calculation. The calculated changes in the profiles of temperature and stress in the pellet during an early transient phase were compared with the measured data such as the internal gas pressure rise, cracks and grain structure in the post-test pellet, anddiscussed in terms of PCMI and grain separation. The analyses indicate that the pellet cracking appearances coincided with the calculated tensile stress state and that the compressive thermal stress suppresses the fission gas bubble expansion leading to grain separation.