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。     

轻水堆燃料棒的液态金属结合型间隙

为提高间隙热传导率，建议将液态金属用传统轻水堆棒的间隙填充材料以取代原来的氦气。此概念的可能应用范围包括动力堆燃料棒、专门目的试验堆实验棒以及混合氧化燃料棒。已开发出一种新颖的制造方法来确保将液态金属均匀地填充到燃料和微棒包壳之间的间隙中。     

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。     

热管堆固态堆芯典型栅元设计优化

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结果表明,尽管高热导率的液态钠填充装配间隙能够有效降低燃料包壳和芯块温度,但热应力反而可能增大;圆管插入液态钠方案的热力学性能最优;固态堆芯方案中,六角管拼接氦气填充方案的热力学性能最优。      

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。     

球形燃料元件中包覆颗粒的分布效应研究

在球形燃料元件中,包覆颗粒的填充因子低于10%,分布具有很大的随机性。本文利用MATLAB程序实现了4种填充的建模方式,即体积等效规则填充、扰动的规则填充、随机的规则填充和完全随机填充模拟燃料球中包覆颗粒的分布。基于固态燃料钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)设计中选用的包覆颗粒燃料参数,使用蒙特卡罗程序MCNP6 1.0和ENDF/B VII.0数据库进行了全反射边界条件下的单燃料球临界计算,精确量化了不同的建模方式引起的中子物理特性参数的差异。计算表明,这4种建模方式形成了不同的包覆颗粒聚集程度。包覆颗粒的聚集会导致丹可夫效应的增强,从而增大了中子被燃料吸收的概率,无限增殖因数随之增大,燃料温度系数随之减小。     

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明：包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。     

小型模块化熔盐快堆燃料管理初步分析

由于燃料随熔盐流动的特性以及可以进行在线添料与处理的特点,液态燃料熔盐堆的燃耗分析与燃料管理和传统固态燃料反应堆有很大不同,需要针对液态燃料熔盐堆的特点重新开发燃耗分析与管理程序。本文针对液态燃料熔盐堆的熔盐流动特性以及在线添料与处理功能,基于MCNP5和ORIGEN2.1燃耗耦合程序,开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理程序,并应用于一种小型模块化熔盐快堆的燃料管理和分析,对比分析了5种不同运行方案以及分批在线添料情况下,运行30年期间keff的变化情况及重要核素的演化情况。计算结果表明,采用不断调整添料率的连续在线添料运行方案和固定批量添料的运行方案,都可以让小型模块化熔盐快堆维持运行在一个较小的keff波动范围之内。开发的燃料管理程序适用于液态燃料熔盐堆的研究,同时可以为液态燃料熔盐堆的设计及燃耗管理和分析提供有价值的参考。     

氢化-脱氢法制备U-Mo合金粉末

U-Mo合金应用于低浓缩高密度弥散型燃料，发展前景很好。燃料制备要求必须将U-Mo合金转换成粉末状。 氢化-脱氢工艺是实现这种转换的方法之一，它基于α-U可以形成一种脆且相对密度低的UH3化合物。用下文描述的方法已经制出了U-Mo合金粉末。 为了使U-7wt％Mo合金的γ-U部分地向α-U转变，在不同温度范围对其进行热处理。再经过氢化使α-U转变为UH3。由于氢化物使材料变脆，从而便于制成U-Mo粉末。 通过光学显微镜、电子扫揣仪和X-射线衍射来观察该工艺不同时期的实验结果。     

小型长寿命快堆堆芯物理设计研究

完成使用金属燃料、液态钠冷却的小型长寿命快堆设计。长寿命反应堆要求在较长的时间内堆芯能够维持临界而不需任何的倒料或换料操作。燃耗反应性补偿的设计思路为：利用金属燃料较强的增殖能力实现较大的堆芯内转换比，以减小燃耗反应性损失，同时辅以控制棒补偿。     

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX（铀氧化物）堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX（钚钍混合氧化物）混合堆芯和UOX/U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍 铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5 EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX（钚铀混合氧化物）混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明：1）装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2） UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。     

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验，开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置，能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下，在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明，稳态和短期瞬态运行工况下，不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值，满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度，堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响，减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。      

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。     

球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

根据钍-铀混合氧化物燃料在高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)框架下的中子学与瞬态事故特性,基于铀原子份额和燃料碳/重金属比例2种参数的参数分析,寻找混合氧化物(MOX)装载的优化方案。分析结果表明,随着碳/重金属比例的减小,单位产能对应的天然铀需求量降低,同时以失冷失压事故后燃料温度为代表的安全特性参数都逐渐恶化;最优化方案相比于HTR-PM实际燃料装载方案,可节省约8.5%的U3O8需求量[~20 kg/(GW·d)];同时混合氧化物方案对钍燃料的利用率很低,仅为6%左右,必须进一步探索提高钍燃料在线利用率的途径。     

芬兰政府决定换发洛维萨1号和2号机组运行许可证

【印度报业托拉斯（PTI）多伦多2007年9月8日电】加拿大正在设计一种可以使用混合氧化物（MOX）燃料和钍燃料的反应堆，即ACR-1000。     

燃料包壳化学反应和相优化的U-Zr基金属燃料掺杂及性能改善研究

针对U-Zr基金属燃料包壳化学反应（FCCI）和相优化问题，介绍了掺杂元素Sb、Mo、Nb和Ti对金属燃料的影响。结合扩散偶实验、高温加热实验，并利用扫描电子显微镜（SEM）,X射线衍射（XRD）和热差仪分析（DSC）表征方法，对一系列U-Zr基金属燃料进行了堆外评价。掺杂元素Sb用于抑制金属燃料在高燃耗下的FCCI。研究结果表明，Sb和镧系元素Ce结合生成沉淀，并且其沉淀产物不与包壳反应，证明了Sb可以作为一种潜在的掺杂元素解决高燃耗下的FCCI问题；掺杂元素Mo、Nb和Ti用于相优化，其中Mo、Nb降低了γ相的转变温度，且Mo的效果优于Nb。研究结果可为未来先进金属燃料的设计和优化提供数据支撑。     

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。     

U—Pu混合氧化物燃料发展状况

文章综述了Ｕ－Ｐｕ混合氧化物燃料的生产和应用情况，评述了ＭＯＸ燃料制造和后处理工艺过程等有关问题。就我国研制ＭＯＸ燃料问题提出了几点看法。