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。      

中子辐照对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响研究

FeCrAl合金具有良好的抗高温氧化和力学性能,能够作为燃料包壳材料。为研究FeCrAl合金的辐照力学性能,开展了不同元素成分含量和2×1019 cm?2、8×1019 cm?2 2种中子注量辐照下的FeCrAl合金力学性能试验,并在室温和380℃下测试了FeCrAl合金的拉伸性能,获得了不同Cr和Al含量FeCrAl合金的抗拉强度和屈服强度,并研究了Al含量、Cr/Al含量配比及中子辐照对FeCrAl合金力学性能的影响。研究表明,FeCrAl合金强度随着Al含量增加大致呈增加趋势;经2×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度有较大提升;再经8×1019 cm?2中子辐照后,FeCrAl合金强度升高不明显。该研究结果为耐事故燃料（ATF）包壳材料的研发选型提供了重要的数据支撑。      

Prospective Power-Reactor Fuel Cycles Based on Water-Free Reprocessing of Spent Fuel

A pyroelectrochemical process for reprocessing spent fuel and fabricating granular oxides UO₂, PuO₂ or (U, Pu)O₂ from chloride melts has been developed at the Scientific-Research Institute of Nuclear Reactors for a prospective nuclear fuel cycle. The basic equipment has been developed. The basic results of a comprehensive study of fuel elements with vibrationally compacted (U, Pu)O₂ fuel for fast reactors are presented. The performance of the reactors remains high up to 30% burnup in standard BOR-60 reactor fuel assemblies and 32% burnup in experimental fuel elements. An assessment is made of the effectiveness of the pyroelectrochemical methods and vibrational compaction technology for plutonium utilization.     

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。     

铀钼合金的膨胀系数

本文介绍了铀钼合金膨胀系数的测量装置以及利用该装置所得的测量结果。     

铀钼矿石及碳酸盐型铀矿石标准物质研制

根据我国铀矿石的特点及相关元素的实际含量,研制了5个水平的标准物质用于加强铀矿科研和矿山生产的质量管理,监控分析检测工作质量,其中3个为以铀钼矿石为基体的铀钼矿石标准物质,2个为碳酸盐型铀矿石标准物质。并将铀钼矿石标准物质中的铀、钼、铁、硅（二氧化硅）、磷、氟、钒、砷、碳、硫,及碳酸盐型铀矿石标准物质中的铀、钙、镁、铝、硅（二氧化硅）、磷、钒、有机碳、无机碳等元素进行定值。分别采用F检验法和t检验法评价了标准物质的均匀性和稳定性。结果显示,所制得的标准物质的均匀性和稳定性均符合要求。各元素的定值采用多家实验室比对定值,定值数据均满足“一级标准物质技术规范”数据统计要求。     

压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析

对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiCZrFeCrAlAPMT304SS310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。     

42KhNM Alloy and Silicon Carbide as Material for Accident-Tolerant Fuel-Rod Cladding

Atomic Energy - The results of R&D work on alternative materials for accident-tolerant fuel-rod cladding are reported. The chromium-nickel alloy 42KhNM and multilayer composite material...     

难熔金属在乏燃料后处理设备中的应用研究进展

开发难熔金属来替代超低碳不锈钢作为乏燃料后处理设备用材料已成为后处理设备用材料的发展方向.锆合金在后处理环境中具有优秀的耐蚀性能,通过合金化处理改善了其具有应力腐蚀敏感性的特点.Ti-5Ta合金已在日本东海村后处理厂进行了中试运行,它的综合性能评价较好,在后处理环境中应用也最具前景.印度对其开发的Ti-5%Ta-1.8%Nb钛合金进行腐蚀性能研究,表明它比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好耐蚀性.     

金属基弥散微封装燃料中TRISO燃料颗粒的尺寸优化设计

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒,是目前耐事故燃料（ATF）中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型（TRISO）或者两结构同向型（BISO）包覆燃料颗粒,基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响,提出优化改进的建议。研究结果表明,疏松热解碳层（Buffer）厚度越大,燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高,因此设计时应考虑增加其厚度;内部致密热解碳层（IPyC）厚度越大,其自身的最大环向拉应力越大,因此设计时应降低其厚度;碳化硅（SiC）层厚度越大,其自身环向压应力越小,因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。      

基于弥散燃料颗粒开裂的金属基体裂纹特征模型

金属基弥散燃料元件在特殊工况下会发生表面起泡失效。燃料颗粒开裂是金属基体开裂的前提条件,只有当金属基体开裂后元件才会发生表面起泡。燃料颗粒开裂后,裂纹宽度和塑性区长度等裂纹特征决定了金属基体开裂行为。基于弹塑性断裂力学和应力平衡条件,建立了基于弥散燃料颗粒开裂的金属基体裂纹特征模型。计算结果表明：裂纹张开位移随退火温度和燃耗深度的升高而增加;裂纹尖端塑性区长度主要与退火温度相关。裂纹张开位移和塑性区长度的计算结果与实验数据均符合较好,验证了金属基体裂纹特征模型的有效性。     

金属基弥散燃料元件失稳肿胀的静态弹塑性模型

针对金属基弥散燃料元件金属基体开裂导致的失稳肿胀,在不考虑粘塑性变形情况下建立了裂纹面的静态弹塑性模型,采用有限元模拟对静态弹塑性模型进行了验证。当金属基体发生全屈服后,其主要变形方式从弹性变形转变为塑性变形;根据金属基体的主要变形方式,分别建立金属基弥散燃料裂纹面的弹性变形模型和塑性变形模型;结合内应力与弯矩的平衡条件,获得了裂纹面弹塑性变形的临界转变条件。弹性变形模型和塑性变形模型的计算结果与有限元模拟结果符合较好,验证了金属基弥散燃料失稳肿胀的静态弹塑性模型的有效性。      

快堆MOX燃料氧与金属原子比控制原理

本文论述了快堆MOX燃料的氧势模型和氧与金属原子比（O/M比）控制原理。Blackburn模型和点缺陷模型是两种常用的核燃料氧势模型,而离子反应平衡常数、热力学数据及实验测量数据是影响氧势模型精确度的主要因素。当要求(U_0.75Pu_0.25)O_2-x燃料的O/M比为1.97时,若在1 750 ℃、0.1 MPa Ar-5%H₂气中烧结,采用Blackburn模型进行计算,则理论上要求将氧分压控制在1.07×10^-5 Pa,或将氧势控制在-386.15 kJ/mol;采用点缺陷模型进行计算,要求将氧分压控制在0.70×10^-5 Pa,或将氧势控制在-393.22 kJ/mol。当要求O/M比分别为1.95、1.96、1.97、1.98、1.99、1.995时,理论上应将气体中的水分含量分别控制在370.4、739.8、1 633.7、4 403.6、17 855.4、43 064.8 ppm,或将气体露点分别控制在-30.10、-23.27、-14.98、-3.77、13.83、26.16 ℃。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

冷坩埚技术处理动力堆乏燃料高放废液的应用前景分析北大核心CSCD

随着我国核电技术的发展,对动力堆乏燃料高放废液玻璃固化的需求变得越来越迫切。本文梳理了冷坩埚技术处理动力堆乏燃料高放废液的应用前景,针对冷坩埚在处理动力堆乏燃料高放废液方面的技术优势、设计优势以及工艺优势做出了详细阐述,并基于国外冷坩埚高放废液玻璃固化研究进展的分析,对冷坩埚技术未来发展提出了建议。     

ULOF and UTOP Analyses of a Large Metal Fuel FBR Core Using a Detailed Calculation System

ULOF and UTOP analyses of a large metal fuel FBR core (1,500 MWe, averaged discharge burnup: 150 GWd/t) are conducted. The effect of core radial expansion is considered as the major negative feedback during the transient. A detailed analysis system is used, in which a transient core thermal-hydraulic code is coupled with three dimensional core radial deformation and reactivity feedback calculation codes, in order to calculate the radial expansion feedback. In ULOF analysis, the pump flow halving time is assumed to be 10 s, which is reasonably long and effective in avoiding too large power to flow ratio. The reactivity insertion during UTOP is set to be 34¢, based on the control rod reactivity design. As the analysis results, it is found that the core shows benign responses to both events, owing largely to the radial expansion feedback. No significant coolant boiling or fuel failure is predicted. The response during ULOF is compared to that of an oxide fuel core of similar design, and it is confirmed that the negative Doppler effect associated with the fuel temperature rise plays the major role in the quick power decrease.