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。     

环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。     

反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗、长燃料循环寿命、高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg)、高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。Si C因其更小的中子吸收截面、低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以Si C为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。结合Si C的晶体结构、热物理特性,对其在第四代核反应堆包壳材料中的设计思路、中子辐照效应、热一力性能、与UO,的化学反应等进行了概述,对SiC基复合材料在未来核能领域的应用前景进行了展望。     

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…     

UO2-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO2芯块 不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO2芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO2的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO2芯块 316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。     

高燃耗下UN-FeCrAl燃料元件稳态及瞬态热力学性能分析

UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一,需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t^-1(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明,稳态工况下UN-FeCrAl燃料元件热力学性能表现良好;瞬态下UN燃料的芯块中心温度最高仅为862℃,可满足芯块温度设计要求,但FeCrAl包壳的瞬态应力最大将达到459 MPa,且瞬态应变量相比于稳态应变量最大增加了0.23%,这可能会使FeCrAl包壳面临瞬态应力和瞬态应变准则超限的风险。因此后续研究应重点关注FeCrAl包壳的瞬态应力和瞬态应变性能。     

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.     

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。      

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。     

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，     

UO_2-Zr弥散燃料板氧化扩散机理研究

UO2-Zr弥散燃料板的氧化过程包括包壳与冷却剂的氧化反应和芯体中弥散的UO2燃料微球氧原子扩散过程。本文通过直接求解球坐标系下的氧化扩散方程,得到UO2燃料微球高温下向芯体中氧原子扩散强度的解析式,该式与实验数据符合良好,并结合锆水反应与UO2燃料微球高温氧原子扩散效应构建了UO2-Zr板的氧化扩散模型。新模型能预测不同的氧化结构、芯体中更高的氧原子浓度以及相对较低的氧化吸氧量,为UO2-Zr板严重事故早期行为的研究提供了理论基础。     

中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。     

氧化物弥散强化型（ODS）钢包壳管的高温氧化试验

1前言 在快堆燃料实用化阶段的目标燃耗深度方面，卸出燃料的平均燃耗深度将达到150GWd／t，相当予这一燃耗深度的快中子照射量将达到约250dpa。在这么高的照射量下，为了改善材料的高温蠕变强度，日本原子能研究开发机构（JAEA）在耐辐照变形的良好的铁素体钢基础上，正在开展氧化钇微细化弥散的氧化物弥散强化型（ODS）铁素体钢的研制。在快堆的运行中，除了耐中子照射性能之外，重要的是需要包壳管在高温条件下具有耐包壳管与氧化燃料间的高温氧化腐蚀反应[FCCI（燃料包壳化学作用）：     

M5合金腐蚀后环向拉伸性能

反应堆运行时的堆内环境十分复杂，燃料元件将承受高温、高压及一回路水的腐蚀。当今的核动力堆更高的燃耗和更长的换料周期对燃料元件的水侧腐蚀提出了严格的要求，因此，包壳材料的腐蚀后力学性能研究变得十分重要。     

基于有限元方法的惰性基弥散燃料传热性能研究

惰性基弥散燃料芯块(Inert Matrix Dispersion Pellet,IMDP)以高温气冷堆燃料技术为基础,采用惰性材料作为三重各向同性型(Tristructural Isotropic,TRISO)燃料颗粒的弥散基体,相比传统的UO2燃料,其最典型特征是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了温度、燃耗以及燃料颗粒与惰性基体间热阻对IMDP燃料有效热导率影响规律,并与UO2陶瓷燃料进行对比。结果表明:IMDP有效热导率随燃耗及温度的增加而减小,且在不同寿期及不同温度下,IMDP有效热导率均明显高于UO2热导率;反应堆正常运行工况下,相比UO2芯块,IMDP较高的热导率会使芯块中心温度显著降低;此外,燃料颗粒与惰性基体间热阻在0~4×10~(-4) m~2·oC·W~(-1)范围内对IMDP的有效热导率影响程度最为敏感。     

热管式空间快堆精细化燃耗计算分析

裂变气体产物的积累会造成燃料元件失效,本文主要利用蒙特卡罗燃耗计算程序RMC对热管式空间快堆UN燃料精细化燃耗和放射性核素的产生进行了计算,研究了空间堆的精细燃耗分布以及UN燃料中裂变气体(主要是Xe和Kr)的积累随运行时间的变化规律。结果表明:百千瓦热管式锂冷空间堆过剩反应性满足7年不换料要求,寿期末的燃料与包壳之间的压强不足以造成燃料元件的破损,整个寿期空间堆燃料处于安全可靠的状态。     

核电站用M5合金包壳管疲劳性能研究

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料,现已用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。核燃料包壳管在正常服役工况下,经受强烈的中子辐照,同时管内外均承受交变应力和温度作用,以及电厂定期开停堆,使得包壳经常产生周期性塑性变形,因此,锆合金包壳的疲劳行为研究成为核安全防护的重要课题之一。特别是当前核电站追求高燃耗、低燃料循环成本,换料周期更长,这样就对燃料包壳材料提出了更高的要求。核电站用包壳管疲劳失效是导致反应堆燃料元件发生破坏的主要原因之一。本工作对国产及法国产两种M5锆合金包壳管的疲劳…     

基于流固热耦合的燃料元件包壳结构完整性分析

反应堆系统发生瞬态工况时,冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击,危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象,采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明:定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度;包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯,向与弹簧接触的一侧凸起;包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大,且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度,将发生强度失效,影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。      

烧结二氧化铀燃料裂变气体肿胀的数值模拟研究

建立低温条件下烧结二氧化铀燃料(简称UO2燃料)中裂变气体的肿胀计算模型,采用有限差分方法编写计算程序,定量计算不同燃耗和温度条件下UO2燃料中固溶态的裂变气体份额、裂变气体气泡的密度与平均半径以及它们对燃料肿胀的贡献.计算表明,该模型能用于预测低温条件下UO2燃料中裂变气体所导致的肿胀随燃耗的变化规律.     

韩国的高燃耗燃料技术

高燃耗燃料开发是韩国的国家级研发项目,涉及包壳、UO2芯块、定位格架、性能评估程序和燃料组件测试等关键技术领域。经过合金成分设计、制管、堆外和堆内试验,新的包壳合金被开发出来。由于新合金采用了优化的成分和热处理工艺,这种新型Zr-Nb管的抗腐蚀能力和蠕变强度远优于ZrO4管。氧化铀芯块的大晶粒制造技术使用了不同氧化铀晶种和微量掺杂的铝。通过对氧化铀芯块的碎片进行氧化和热处理获得UO2晶种,然后将其加入UO2粉末中。通过制造含有W通道的UO2芯块来提高热导率。为了分析燃料性能,建立了新的高燃耗模型和相应的程序。该程序经过了国际数据库和我们自己数据库的验证。开发的定位格架有波浪形接触弹簧和搅混翼。力学和水力测试表明该格架在棒支撑、耐磨性、临界热流密度等方面都有良好表现。最后,研发了燃料组件测试技术,建造了力学和热工水力测试装置,已投入使用。不久以后,这些成果都将被用于韩国核燃料计划,提高韩国压水堆的安全性和经济性。