芯块
- 压水堆燃料棒UO2燃料芯块与锆合金包壳化学相互作用层研究
-4］。随着燃料芯块的不断裂变，逐渐产生裂变气体及固态裂变产物，进而燃料膨胀，以及辐射和主冷却剂引起的外部压力的共同作用导致包壳层发生蠕变，这两种现象（燃料膨胀和蠕变）导致燃料包壳间隙逐渐减小，最终在燃料和包壳之间建立了接触，进而在芯块与包壳之间就形成了相互作用层［5-6］。一旦形成相互作用层就会缩短燃料棒的服役时间。了解这些变化对于设计燃料和包壳以获得出色的服役性能以及制定废物处理和处置方案至关重要［7-10］。国外核电起步较早，众多学者就化学相互作用层
核技术 2023年9期2023-09-21
- 放电等离子烧结包覆颗粒弥散燃料芯块的性能研究
点,能够有效降低芯块的中心温度,并保护基体中的TRISO免受环境中的载荷与腐蚀介质破坏。TRISO颗粒的燃料核芯采用溶胶-凝胶法制备,各包覆层通过流化床化学气相沉积(FBCVD)制备,燃料核芯在流化气体的作用下在流化床高温区流化,然后一次通入反应气体进行表面沉积实现各涂层的包覆,TRISO颗粒从内向外包括疏松热解碳层(容纳裂变产物)、内致密热解碳层、SiC层、外致密热解碳层[6,14-15]。SiC作为强共价键高温陶瓷,自扩散速率非常低,限制了SiC烧结过
原子能科学技术 2023年9期2023-09-20
- 单节热离子燃料元件燃料质量迁移及其对元件性能影响
元件。高温下燃料芯块与发射极接触产生较强的机械相互作用,使发射极产生蠕变,可能导致发射极与接收极接触造成短路,威胁单节热离子燃料元件的正常运行。国内外针对单节热离子燃料元件行为特性开展了大量研究。俄罗斯及苏联开展了大量电加热和核加热地面实验[2-3],得到了一系列燃料芯块高温蠕变和热离子转换性能数据。在大量的试验数据及设计工作经验支持下,鲁奇研究所开发了单节热离子燃料元件性能分析程序KATET[4],该程序考虑了单节热离子燃料元件的传热、变形和热电转换行为
原子能科学技术 2023年8期2023-08-29
- 陶瓷芯块总气体含量测量对比分析
00)在陶瓷燃料芯块制造时，技术条件中规定了每克样品（重金属）气体含量标准，该标准是判定芯块合格与否的关键参数之一，芯块气体含量不合格将严重影响入堆安全性。国内陶瓷芯块总气体测量研究经验不足，与国际先进水平差距较大。目前，国内测定陶瓷芯块总气体含量的方法只有《二氧化铀芯块中总气体量的测定》（EJ/T 897-2016）标准[1]测定UO2芯块中总气体和HVE-GC法测定陶瓷芯块总气体含量，但在MOX芯块领域缺乏研究与应用。某项目建设紧迫，急需落定陶瓷芯块总
科技资讯 2023年3期2023-03-23
- 环形燃料元件几何尺寸对其热工性能的影响研究
元件由圆环形燃料芯块、内包壳和外包壳组成，内外包壳和环形燃料芯块之间有充满惰性气体的气隙。内外包壳所组成的通道用来流通冷却剂，以便对燃料芯块进行冷却，其横截面结构如图1所示。图1 环形燃料横截面示意图Fig.1 Schematic diagram of annular fuel cross section环形燃料元件与传统棒状式燃料元件不同，环形燃料元件具有双冷却通道，因此其冷却效果也会更好，堆芯温度也更低。但由于存在着双冷却通道，芯块的最高温度（绝热面）
核技术 2023年1期2023-02-24
- 大晶粒UO2芯块制备的研究现状
耗的加深，UO2芯块中产生的裂变气体逐渐增加。裂变气体的释放会引起UO2芯块的体积肿胀，并导致燃料棒内压增大，同时增大了燃料芯块与包壳间的相互作用，从而降低了燃料元件在高燃耗条件下的使用寿命及安全性[1，2]。研究结果表明，增大燃料芯块的晶粒尺寸可以提高对辐照过程中裂变气体的驻留能力[3，4]。对于大晶粒UO2芯块，裂变气体传输到晶界表面的距离更大，可以有效抑制裂变气体的释放，从而加深燃料的燃耗，延长燃料元件的使用寿命并提高反应堆运行的安全性，具有广阔的应
科技视界 2022年26期2023-01-20
- 真空烧结U3Si2燃料芯块的微观组织与导热性能
结U3Si2燃料芯块的微观组织与导热性能陆永洪，贾代坤，粟丹科，潘小强，夏季斌，王一帆，王挺，张翔，王子圳，邱绍宇(中国核动力研究设计院 反应堆燃料及材料重点实验室，成都 610213)以U3Si2粉末为原料，采用真空烧结法制备U3Si2燃料芯块，研究烧结温度对U3Si2燃料芯块密度的影响，分析U3Si2燃料芯块的铀质量浓度和杂质含量，并对燃料芯块的微观组织和导热性能进行分析和测试。结果表明，随烧结温度升高，U3Si2燃料芯块的密度先升高后降低，在1 55
粉末冶金材料科学与工程 2022年4期2022-12-08
- 西屋和法电将开展耐事故燃料研发合作
化硅包壳、高密度芯块和硅化铀芯块研究。EnCore先导测试组件2019年春季装入美国拜伦2号机组堆芯，在该机组2020年秋季停堆换料期间从堆芯卸出。美国橡树岭国家实验室（ORNL）正在对这些乏燃料组件进行辐照后检测。初步目测显示，燃料棒从反应堆中取出后没有任何质量下降迹象。这些燃料棒含有铬涂层包壳、高密度ADOPT 芯块（掺有氧化铬和氧化铝的二氧化铀芯块）和硅化铀芯块。比利时多伊尔4 号机组2020 年9 月装入EnCore 先导测试组件，成为全球第二台、
国外核新闻 2022年8期2022-11-24
- 含铀芯块自动测量垂直度装置研制
的核心。其中含铀芯块是影响核反应堆安全运行的一个重要因素。含铀芯块能否顺利装入包壳管，不发生卡顿是由芯块垂直度这一指标决定的，因此对芯块垂直度的测量精度要求较高。传统的人工测量方法是使用万能分度头配合数显千分表进行测量，将芯块装夹在分度头之卡盘上卡盘旋转360°，人工读出数显千分表上所示最大偏差的绝对值相加作为芯块被测端垂直度，两端各测量一次。随着公司产能的增加，芯块的产量不断加大，人工测量明显不能满足日益扩大的芯块检验数量，迫切需要研发一套自动测量垂直度
今日自动化 2022年7期2022-09-08
- 耐事故燃料芯块的制备方法与研究进展
壳材料和先进燃料芯块技术，其中耐事故燃料芯块的发展主要聚焦在热导增强型UO2燃料芯块、高铀密度高热导燃料芯块和全陶瓷微封装燃料 （fully ceramic microencapsulated fuel，FCM）芯块等方面。1 增强型UO2燃料芯块UO2是现阶段商业应用燃料芯块广泛选择的材料，具备熔点高、各向同性、辐照稳定性好，粉末冶金制造工艺成熟等优点，其不足之处在于热导率不太理想，传热效率低会导致芯块内部温度梯度陡峭，导致芯块内部应力增大，引起裂变气体
粉末冶金技术 2022年4期2022-08-13
- 模拟乏燃料短段673～873 K下的氧化行为
12]，但UO2芯块的氧化作为氧化挥发过程核心步骤的地位并没有改变，该步骤对裂变产物的释放及后续溶解等过程都有重要影响[3-5]。因此，寻找适宜的UO2芯块氧化条件，对于氧化挥发技术具有重要意义。研究表明，温度对UO2的氧化产物及氧化速率都具有重要影响：当温度低于623 K时，其首先氧化为U3O7/U4O9，随后氧化为U3O8；当温度高于623 K时，其直接氧化为U3O8[13-18]。由于当温度升至673 K及以上时，UO2氧化速率显著增加[16-18]
原子能科学技术 2022年7期2022-07-29
- 粉末注射成形制备薄壁Al2O3-B4C环形芯块
O3）掺杂的燃料芯块[1-2]。在各种可燃毒物中，湿式环形可燃毒物棒由于较低的包壳吸收和末期反应性惩罚被广泛应用在各种反应堆中，我国从美国引进的AP1000型反应堆即选择湿式环形可燃毒物棒作为可燃毒物[3-4]。湿式环形可燃毒物棒是由美国西屋公司开发的一种可燃毒物芯块，它由双层锆包壳管和装在锆包壳管中的环形Al2O3-B4C芯块组成，其中环形Al2O3-B4C芯块由于长径比较大，壁厚较薄（0.5～1.0 mm），采用传统粉末冶金方法加工成本较高。在制作Al
粉末冶金技术 2022年3期2022-06-30
- UO2芯块运输容器核临界安全分析
强，张建岗UO2芯块运输容器核临界安全分析庄大杰，孙洪超，孙树堂，陈磊，李国强，张建岗（中国辐射防护研究院，太原 030006）在开展二氧化铀（UO2）芯块运输容器设计时，应进行临界安全分析，优化容器设计，并通过得出的临界安全指数（CSI）限定可运输货包的数量，确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算，获得本案例的次临界上限值，再基于运输容器经受正常运输条件与
包装工程 2022年11期2022-06-20
- 反应性引入事故下芯块高温塑性对包壳的影响
拟试验数据表明，芯块包壳机械相互作用 (Pellet-Cladding Mechanical Interaction, PCMI)是压水堆高燃耗燃料棒在RIA 事故下失效的重要原因[1]。芯块作为PCMI 行为中载荷的施加者，其物理模型对PCMI 行为的模拟较为重要。现有瞬态燃料性能分析程序在分析RIA 事故下的PCMI 行为时，常将芯块简化为刚体或者理想弹性体（具有较大杨氏模量）。FRAPTRAN 中的FRACAS-I 模块将芯块假设为刚体。2016 年
科学技术创新 2022年13期2022-05-11
- 基于有限元计算的全陶瓷微封装燃料芯块等效热导率与微结构设计
装燃料(FCM)芯块是一种新型的事故容错燃料，也是典型的多相复合材料，由 SiC 基体和分散其中的TRISO颗粒组成[1].TRISO颗粒具有多层包覆结构，一般为5层，从内到外依次为核心燃料UO2层，缓冲碳层Buffer 层、致密热解碳层IpyC层、SiC层和致密热解碳层OpyC层.TRISO颗粒各包覆层的作用都不尽相同.整体上，TRISO 颗粒的多层包覆结构为裂变产物提供了非常大的容纳空间和缓冲作用.因此，TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中形成的FCM
兰州理工大学学报 2022年2期2022-05-08
- 大晶粒UO2-SiC燃料芯块制备及高温氧化性能研究
2］，降低了燃料芯块到冷却剂的能量传输效率，产生很高的芯块中心温度、较大的温度梯度和严重的热应力，严重时会导致燃料芯块开裂及裂变气体释放，从而限制其在反应堆中的使用寿命，在冷却剂失效事故时容易造成重大安全事故，日本福岛核事故很大程度上就与燃料棒散热问题有关［3］。针对现有商用反应堆在事故工况下的本质安全性要求，美国能源部发起了“耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）研发计划”，ATF是指与目前的燃料体系相比，能够在较长时间内抵抗
核技术 2022年4期2022-04-24
- 压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析
剑刚压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析齐宇博，张伟，于江，南金秋，赵剑刚（中广核研研究院有限公司，广东 深圳 518124）压水堆核电厂在严重事故下，堆芯换热条件恶劣，此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂。本文以大亚湾核电厂M310机组一回路热段双端断裂为假想工况，用简化分析方法研究事故后衰变热的传递情况，获得了含时间变量的温度场简化计算公式。采用ANSYS有限元分析软件，用非简化分析的方法计算分析，两种方法对比验证。研究结果显示：在一定条件下
核科学与工程 2022年1期2022-04-07
- 重水堆核燃料芯块质量过程控制研究
12月建成投产。芯块作为燃料棒束的重要组成部分，其质量水平直接决定着核燃料棒束在反应堆内的运行稳定性。为不断提高产品实体质量，降低质量风险，进一步保证棒束焊接质量，本文开展了重水堆核燃料芯块质量过程控制研究。1 重水堆芯块质量控制分析1.1 工艺介绍重水堆芯块生产线主要工序包括制粒成型、烧结、磨削以及排长装管[1]。其中：制粒成型和烧结工序为常规的粉末冶金工艺，目的是将天然UO2粉末制备成水浸密度、金相、化学成分等技术指标符合要求的芯块；磨削和排长装管工序
现代制造技术与装备 2022年2期2022-03-19
- 俄启动耐事故核燃料第四个辐照周期测试
，含有2 种燃料芯块和2 种包壳：燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块；包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。这些芯块和包壳组成了4种燃料棒。每个燃料组件包含24根具有不同材料组合的燃料棒。这些燃料组件于2019年1月装入MIR研究堆，在“尽可能接近”商业压水堆机组运行工况的条件下进行测试。罗斯托夫核电厂2 号机组2021 年9 月在装填了首批耐事故燃料棒后重启，正式启动了耐事故燃料在商业机组中的首次辐照测试。在此次
国外核新闻 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得两项重要进展
是成功完成硅化铀芯块制造技术的研发，未来将在Elemash机械制造厂启动这种芯块的制造；二是成功制造碳化硅复合材料核燃料包壳样品。硅化铀芯块与传统的氧化铀芯块相比，硅化铀芯块拥有三种优势：一是密度大，铀含量高，有助于在不提高铀-235丰度的情况下延长核电机组换料周期；二是导热系数高，热容量低，有利于在紧急情况下排出堆芯余热，并降低燃料包壳温度；三是运行温度较低，有利于提高燃料性能。碳化硅复合材料燃料包壳基于碳化硅的材料具有较高的机械强度、耐磨性、导热性、耐
国外核新闻 2022年2期2022-02-08
- 基于振动方式的燃料棒自动装管工艺研究
0）0 引言燃料芯块进入包壳管是压水堆燃料组件燃料棒生产过程中的一项重要工序。目前，通用的燃料芯块装管方法有人工推进装管、倾斜式装管、水平振动式装管和转鼓预装式装管[1]。在实际工程应用上采用人工推进方法最为常见，但该方法存在装管效率较慢、燃料芯块易碰损、难以保证装管质量等缺点。为提高燃料芯块装管过程的稳定性和可靠性，考虑采用振动非推力方式使芯块自动装入包壳管中。通过研制燃料棒自动装管装装置，开展燃料芯块自动入包壳管的工艺研究，分析震动方式对燃料芯块外观、
中国新技术新产品 2021年17期2021-11-23
- 大晶粒UO2芯块及包壳涂层对燃料棒设计准则的影响分析
，为了解决UO2芯块-Zr 合金包壳燃料体系在严重事故下的安全性问题，国际核工业界提出了耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的概念，并投入大量资源开始了研发设计［1−3］。ATF 一般是以替换现有的及即将建造的商业轻水反应堆中的传统UO2芯块-Zr合金包壳燃料组件、提升反应堆的安全性为目的进行研发的。在众多ATF 概念设计中，既有对原有UO2芯块和锆合金包壳材料进行改进的方案，也有彻底抛弃UO2燃料和Zr合金材料而使用新材料设
核技术 2021年11期2021-11-22
- 助烧剂增大UO2芯块晶粒研究进展
棒内的压力升高，芯块肿胀使燃料包壳相互作用(PCI)效应增强，进而影响核燃料的安全运行[1]。根据相关堆型设计要求，UO2芯块的晶粒尺寸及气孔分布是燃料设计中重点考量指标。大晶粒芯块更抗密实化，增加了辐照条件下裂变气体由晶粒内部到晶粒边界扩散的平均路程，延缓了裂变气体在晶界的析出。同时，随晶粒的增大，单位晶界面积减少，进而可降低裂变气体的释放量；而且适当增加芯块晶粒尺寸可提高辐照条件下的抗蠕变能力。为此，设计制造性能优良的大晶粒UO2燃料芯块是解决这一问题
铀矿冶 2021年4期2021-11-10
- 模拟乏燃料的氧化挥发首端工艺研究
殆尽的UO2陶瓷芯块首先需要与耐腐蚀的包壳锆管分离，才能进入后处理分离的主流程循环，这一过程也称为乏燃料的首端工艺。目前在大型水法后处理厂中，通常将乏燃料元件剪切成2～3 cm的短段，然后置于沸腾或者近沸腾的浓硝酸中将UO2溶解，移去不溶的锆包壳后，可采用经典的PUREX流程对铀钚燃料进行回收。但是，这一后处理首端工艺对剪切机刀头材料耐磨性能和机械部件的可靠性、以及容器的耐腐蚀和安全性均提出了极高的要求[3]。针对这一问题，国外研究学者提出了乏燃料后处理的
核化学与放射化学 2021年5期2021-11-08
- 芯块年龄对燃料棒富集度检测的影响研究
烧结成型的陶瓷体芯块，再将UO2芯块装入锆合金包壳管，然后使包壳管两端进行端塞密封焊接，并在燃料棒内充入适量氦气以平衡内外压力形成。在反应堆运行时，燃料棒内芯块235U富集度的不均会导致发热功率分布不均而产生局部热点，严重时使燃料棒包壳破损，造成放射性泄漏[2]。因此，在燃料棒生产时，不同富集度的UO2芯块分批制造，并严格管理，严禁发生非设计要求的不同富集度UO2芯块混装事件。为了防止燃料棒制造过程中异常富集度的UO2芯块装入，需对成品燃料棒进行在线100
原子能科学技术 2021年10期2021-10-09
- 核燃料芯块自动装载系统的研制
系统运用于核燃料芯块[5-7]的生产中。在芯块的生产过程中，压制出的生坯在进入下一工序前要进行装载。自动装载是实现系统与整个生产线“无缝”连接的过程。在生产过程中，可对生产现场的工艺参数进行采集、监视和记录，为提高产品的质量、降低成本提供信息和依据。目前芯块生产均采用竖立烧结的方式，芯块竖立在钼隔板上，层与层之间用钼隔板分开。芯块横置烧结[8]是在钼舟底部放置一块波纹形钼板，芯块横放在波纹形钼板上，然后上层芯块直接累放在下层芯块上，层与层之间没有钼隔板。由
机械工程师 2021年9期2021-09-25
- UO2-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究
酸溶解，实现燃料芯块和包壳材料的分离。机械-化学分离法(切断-浸出法)适用于处理包壳材料不溶于硝酸的燃料元件，以及锆及其合金包壳、不锈钢包壳，是动力堆乏燃料元件典型的处理方法。其中剪切工艺及剪切设备性能是影响这一处理过程的关键因素。机械剪切机是当前国际上应用最广泛的一种乏燃料组件解体及剪切设备，是通过刀具直接作用于乏燃料组件实现解体和剪切，包括立式送料和卧式送料两种方式。如法国的UP3后处理厂采用水平进料、整体切割的剪切机实现乏燃料组件的解体及燃料棒的剪切
原子能科学技术 2021年8期2021-08-02
- UO2 芯块磨削新型上料装置的研制
0 引言在UO2芯块的制造过程中，烧结出舟进入磨削舟库，舟库自动要料，通过翻转倒料、振动给料进入磨床完成芯块磨削，再经过在线清洗烘干、激光检测、自动剔除完成产品清洗与自检过程。 上料过程中烧结块存在大量碎块，碎块进入磨床后，将会堵塞芯块传输通道，需要频繁将设备停机进行处理，尤其是清洗架的拆卸和清理，降低磨削效率，甚至损坏设备，进而影响芯块的直径控制，并易造成未磨削、过磨、大小头、粗糙度等芯块磨削缺陷的出现。 此外，处理过程中操作人员长时间的开放式作业，严重
科技视界 2021年8期2021-04-24
- 流量分配比对环形燃料芯块传热特性影响数值模拟研究
外两个冷却通道，芯块将热量分为两部分传递至内外通道，进行双面冷却，冷却能力得到大幅提升，同时缩短了芯块径向传热距离，有效降低了芯块最高温度[1-3]。早在2001年麻省理工学院(MIT)就率先提出了压水堆环形燃料的概念[4]，据其研究结果显示，环形燃料可在增强压水堆安全性的同时，将堆芯功率密度提升20%～50%[5]；韩国曾计划使用环形燃料升级其OPR-1000堆芯[6]，韩国原子力研究所进行了初步研究。但受各国核电政策和福岛核事故的影响，MIT和韩国原子
原子能科学技术 2021年4期2021-04-20
- 薄壁环形UO2芯块烧结变形研究
00)环形UO2芯块制备工艺属于核燃料循环中的陶瓷燃料芯块制造领域。相比于实心芯块，环形燃料具有内、外双层包壳，其表面积与体积的比值更大，且能够内外同时传热，具有更好的导热性[1]15-19，可提高堆芯功率20%～50%[2]35。环形燃料在技术性和安全性方面可行[3-4]，且其经济性也比实心燃料更具吸引力，是未来核电燃料发展的方向之一。为提高燃料组件的功率[5]285和导热效率，环形燃料芯块多为薄壁芯块。烧结变形会严重影响核燃料芯块的直径变化，芯块容易出
铀矿冶 2021年1期2021-03-01
- UO2-x燃料芯块的晶粒生长动力学
3)在UO2燃料芯块的烧结过程中，晶粒尺寸控制十分重要，因为晶粒尺寸及其分布均匀性不仅影响燃料芯块的最终致密化程度、气孔尺寸分布、物理和力学性能，且影响燃料芯块在堆内辐照时的热导率、裂变气体释放率等[1-13]。轻水堆UO2+x燃料芯块的工业生产技术已非常成熟，其设计参数一般为：密度93.5%TD～96.0%TD(TD为理论密度)，O与U的原子个数比(O/U比)2.00～2.02，平均晶粒尺寸不大于20 μm，最大晶粒尺寸不大于40 μm。对于先进压水堆U
原子能科学技术 2021年2期2021-02-03
- 烧结气氛对MOX燃料芯块性能的影响
Oxide)燃料芯块，是氧化铀和氧化钚混合燃料（Mixed uranium and plutonium oxide fuel）芯块的简称，是MOX 燃料组件的主要组成部分。MOX燃料的开发可以和平利用工业钚，是实现核燃料循环利用的关键环节。MOX 燃料芯块由二氧化铀和氧化钚混合粉末制备而成，制备工艺主要包括粉末处理、压制成型和芯块烧结三个环节。目前，MOX 燃料粉末处理采用的方法主要有两种：第一种是机械混合法；第二种是共沉淀法［1］。机械混合法是指按要求的
核技术 2020年11期2020-11-17
- 钨基二氧化铀芯块的热膨胀研究
备UO2-W燃料芯块并测定其热膨胀数据，为空间核动力反应堆的设计和制造提供参考依据。1 实验原料实验用主要原料包括UO2粉末（中核建中燃料元件有限公司，纯度>99.85%），金属W粉末（美国阿拉丁工业公司，纯度>99.9%），W块（北京中诺新材科技有限公司，99.999%），高纯H2/Ar气体、Ar气（北京氦普北分气体工业有限公司，纯度>99.999%）。1.1 UO2-W芯块制备按设计配比称量UO2粉末与金属W粉，一起加入氧化锆球磨罐中，加入氧化锆磨球。
世界有色金属 2020年14期2020-10-22
- UO2芯块在硝酸溶液中的溶解反应动力学
年来，有关UO2芯块在HNO3溶液中的溶解行为的研究已有很多[1-6]，但尚未给出明确的反应机制；另外，在溶解速率动力学计算方面，所得速率方程参数计算结果比较离散。UO2芯块在硝酸溶液中的溶解表观动力学参数差异较大[7]，如H+反应级数1～3.3级，反应活化能15～97.5 kJ/mol。硝酸反应级数和反应活化能是这一反应的重要指标，分别表征酸度和温度对溶解反应的影响程度。离散的动力学数据说明，不同研究对试验数据的处理方法有较大差异；特别是在固体表面积无法
湿法冶金 2020年5期2020-10-12
- 破损燃料棒二次氢化行为观察与分析
棒内部，遇到高温芯块汽化成水蒸气，水蒸气由于锆-水反应、UO2芯块氧化、辐射分解等原因生成H2。当局部芯-包间隙内的水蒸气消耗速度过快，造成H2/H2O比值持续升高，达到某一临界值时，会在锆合金内壁某一缺陷部位(如氧化膜破裂部位)快速吸氢从而导致二次氢化破损发生。二次氢化破损是导致燃料棒发生严重破损的重要原因[1-4]。国内核电站在运行过程中也发生过燃料元件破损问题。本研究小组针对实际工况下的破损燃料棒，在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室
原子能科学技术 2020年8期2020-08-10
- 环形燃料芯块一维稳态温度场计算方法研究
001）环形燃料芯块具有优越的经济型和安全性［1］，受到了国内外的广泛关注。美国已将环形燃料确定为新一代核电燃料进行研发，且将其作为美国现役核电站延寿至80年研究计划中的首选燃料，麻省理工学院（Massachusetts Institute of Technology）针对环形燃料元件应用压水堆以提升堆芯功率密度做了深入研究［2-4］；韩国原子能科学研究所、中国原子能科学研究院分别对韩国标准型核电站“OPR1000”堆芯和秦山二期反应堆堆芯在不改变原有燃料
核技术 2020年6期2020-06-15
- 快堆燃料芯块压制成型技术研究
掌握了MOX燃料芯块的实验室制造技术。MOX燃料元件的制造主要包括MOX燃料芯块制造、燃料棒制造和组件组装3个步骤。其中MOX燃料芯块制造是MOX燃料组件的基础和核心，一般采用粉末冶金工艺，提高铀钚同位素分布均匀性，控制氧金属比(O/M)、烧结密度等性能指标，粉末预处理、生坯成型和芯块烧结等工艺是制造MOX燃料芯块的关键技术环节。粉体生坯成型工艺主要分普通模压成型和特殊成型两大类[2]。普通模压成型分为单向压制和双向压制两种方法，特殊成型主要分为等静压成型
原子能科学技术 2020年5期2020-05-30
- 铀芯块的核法证分析及初步溯源
核反应堆燃料的铀芯块成为非法走私的对象之一。2003年曾分别在立陶宛和捷克共和国截获了非法走私的铀芯块，德国超铀元素研究所(ITU)采用核法证分析技术，初步判断了走私铀芯块的可能用途、铀浓缩日期和产地等[1]。本工作以二氧化铀芯块为分析对象，采用核法证学分析技术分析及寻找铀芯块的核法证特征指纹信息。这些特征指纹信息有可能包含原材料的产地、芯块生产地及生产工艺等信息，可对铀芯块进行产地及工艺溯源。鉴于无法根据单一的特征指纹或某一固定的分析流程进行核材料溯源[
原子能科学技术 2020年2期2020-02-25
- 铅冷快堆燃料棒芯块热裂纹机理与数值模拟
热疲劳以外，燃料芯块常常发生热疲劳裂纹。铅冷快堆燃料芯块多采用二氧化铀陶瓷材料，材料抗拉能力差、抗压能力好，所以燃料芯块会在内外高温差下产生较大的拉应力引起表面裂纹现象，遗憾的是目前这一方面中外研究的很少。在核反应堆启动初期，燃料芯块常常会因为热应力而发生表面破裂[1]。Michel等[2]通过预设裂纹对燃料芯块的开裂进行了分析；Oguma[3]建立了燃料芯块的二维热力模型，研究了燃料芯块在产热功率升高过程中的开裂情况；Chao等[4]分析了燃料芯块和包壳
科学技术与工程 2020年36期2020-02-04
- 核电厂全陶瓷微封装弥散燃料研发
的固有缺陷,包括芯块导热性能差、事故状态下发生锆水反应产生氢气等。因此,在福岛核事故后,业界提出了事故容错燃料(ATF)的概念。设计ATF燃料的基本要求是：在设计基准事故和超基准事故工况下,与UO2-Zr燃料相比,ATF燃料能够抵御高温、滞留裂变产物、减缓可燃气体(H2)产生速率或彻底消除可燃气体释放、保持堆芯可冷却能力,从本质上减缓或杜绝反应堆在事故工况发生氢爆和堆芯熔化的可能。ATF燃料的概念一经提出,立刻得到了业界的广泛关注和高度认可。美、法、日等核
中国核电 2019年5期2019-11-26
- 反应堆II类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究
下能实现其功能。芯块-包壳之间的相互作用是包壳产生应力的主要根源，同时也是引起燃料棒失效的重要原因。影响芯块和包壳之间的力学行为的因素很多，芯块的热膨胀、破裂、翘起、肿胀以及碎块的重新定位都有可能引起包壳的变形。从实际堆内运行角度来说，短时间内的功率提升，热应力会引起芯块的碎裂，随着外围的裂纹张开会进一步引起包壳中产生应力梯度，经过多次循环，造成包壳破损[1-3]。在燃料棒设计过程中，通常采用包壳应变准则来防止一部分芯块-包壳相互作用引起的破损。本文采用自
应用科技 2019年5期2019-09-16
- 燃料棒性能分析软件FRIPAC评估
，包括内压准则、芯块中心温度准则、腐蚀准则、应变准则等，以规定燃料棒运行的性能要求。由于在反应堆运行过程中，燃料棒处于高温、高压、强中子辐射的恶劣工作环境中，且燃料芯块、包壳在功率水平及中子注量变化的情况下涉及到的物理、化学、热学和力学现象及其形成机理均非常复杂，无法直接观测或简单计算它们随功率和燃耗变化的情况，这更加剧了对燃料棒的综合性能进行预测分析的难度。对此，国际上通常利用燃料棒性能分析软件，通过建立一系列热学、力学模型对燃料芯块、包壳的堆内行为进行
原子能科学技术 2019年5期2019-05-17
- UO2复合燃料芯块导热性能有限元模拟
00076)燃料芯块是核反应堆燃料元件的关键组成部分，是整个核电站的基础和动力源，其性能的优劣本质上影响着核电站的安全性、可靠性和经济性。UO2是目前通用的大型商业水堆燃料芯块材料，这种燃料显示了很多独特的优良品质[1-2]。然而，随着福岛核事故的发生，世界各国都开始重新审视目前UO2燃料芯块的安全性。事实表明，目前的燃料体系存在着难以避免的安全隐患：UO2陶瓷燃料的热导率很低，仅为金属铀的十几分之一。因此，燃料芯块的内部和表面之间存在陡峭的温度梯度。这不
原子能科学技术 2019年3期2019-04-22
- 二氧化铀基事故容错燃料芯块研究进展
广泛应用的核燃料芯块材料[2]。UO2具有熔点高、各向同性、辐照稳定性好、对水的抗腐蚀性好以及与包壳材料相容性好等优点。其不足之处在于热导率低，工作时燃料芯块内部温度梯度陡峭，易导致芯块内部热应力增大以及裂变气体释放等问题[3]，对核电站的安全造成隐患，这也是导致福岛核事故的原因之一。因此，为了提升核反应堆的安全性、改进核燃料的燃耗、降低核电成本，制备新型事故容错燃料芯块具有重要的意义。目前有若干技术路线，如掺杂型高热导率UO2芯块、大晶粒UO2芯块、铀硅
中国材料进展 2019年1期2019-02-25
- ATF研发的一些问题与分析
及国内ATF燃料芯块和包壳的研发现状，分析了目前ATF研发存在的关于研究目标、技术路线及应用目标的主要问题，重点阐述了对ATF燃料研发的一些建议与思考。【Abstract】 This paper introduces the basic requirements of ATF fuel and the research and development status of ATF pellet and cladding at home and abroad.
中小企业管理与科技·中旬刊 2017年5期2017-06-06
- UO2-纳米金刚石燃料芯块制备工艺研究
-纳米金刚石燃料芯块制备工艺研究李强 尹邦跃（中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413）UO2燃料由于其综合性能好，是压水堆采用的主要核燃料。但UO2燃料热导率较低、在反应堆功率变化时，芯块会产生裂纹。提高UO2燃料的热导率，可以改善事故工况下的安全性。在UO2燃料中掺杂高熔点、高热导的第二相来提高芯块热导率是目前国外研究热点。在UO2中添加纳米金刚石有望提高UO2燃料的导热性能，从而减少核燃料棒破损风险。本论文探索了UO2-纳米金刚
中国科技纵横 2016年17期2016-10-20
- 高温低温度梯度场下UO2芯块气孔迁移计算研究
力反应堆燃料元件芯块中的原始气孔率迁移进行了建模分析，计算了一年时间内温度场、气孔迁移速度、气孔率和柱状晶区范围随时间和位置的变化关系，并辨析了这些数值与快堆芯块重结构中气孔演化特点的区别。计算结果显示：芯块重结构使芯块整体温度降低，芯块内侧降低更明显；气孔迁移速率从内侧向边缘先增加后减少，最大速率约0.4 nm/s；气孔率内侧增加至1同时外侧降低至最小值；柱状晶从距内侧约2/5厚度处开始形成；柱状晶范围变化及气孔率达到稳定时间尺度与已有的实验结果相似。关
科技创新导报 2016年11期2016-05-30
- 哈原将为中广核提供核燃料
核集团提供核燃料芯块和核燃料组件。燃料芯块根据哈原网站2016年9月2日公布的信息，在哈萨克斯坦总统纳扎尔·巴耶夫近期对中国进行工作访问期间，乌尔巴冶金厂(UMP)与中广核铀业发展有限公司签署核燃料芯块供应协议。根据这份协议，哈方将在2016—2018年向中方提供燃料芯块，合同显示的芯块数量为180吨。双方还就哈方在2024年之前提供燃料芯块的时间进行磋商并达成一致。燃料组件另据英国《国际核工程》网站2016年9月7日报道，哈原9月2日表示，一座为中国核电
国外核新闻 2016年9期2016-03-19
- UO2芯块热稳定性试验密度测定比对
4000UO2芯块热稳定性试验密度测定比对黄海 身份证号：460035198104280716，四川宜宾644000摘要二氧化铀芯块在规定的气氛（氢气或氩氢混合气）和温度条件下，进行一定时间的再烧结。通过测量芯块的密度变化值或直径变化值，评价芯块的热稳定性，以预测燃料芯块在堆内的密实化程度。AFA3G燃料组件二氧化铀芯块通常在热稳定性试验时，测定芯块的密度时采用浸渍液方法，未采用几何密度法，几何密度法更快速、简便和实用性。关键词AFA3G燃料组件二氧化铀
科技传播 2016年2期2016-03-17
- 芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟
能，燃料棒设计时芯块和包壳的几何尺寸需满足公差要求，该公差决定了燃料棒装配时的芯块-包壳间隙，并允许间隙在一定允许范围内变动。芯块-包壳间隙在燃料装管时以及在运行过程中补偿燃料芯块热膨胀和肿胀是必要的，而且合适的芯块-包壳间隙设计是避免堆内运行时芯块-包壳相互作用[5]（Pellet-Cladding Mechanical Interaction，PCMI）的有效基础。燃料棒设计准则中对燃料芯块的中心温度进行限制以保证包壳的完整性[6]。芯块-包壳间隙和燃
科技视界 2015年27期2015-12-22
- 自由涡轮二级导向器精密铸造工艺研究
体组合法、可溶性芯块整体成形法。（1）钢体活块法 优点：铸件尺寸精度高，生产效率高。缺点：模具设计制造周期长，制造费用高，且受铸件结构的限制。（2）单体叶片蜡模与盘体组合法 优点：模具结构简单，制造费用低。缺点：组合夹具精度要求高，组合采用蜡型焊接和胶合法连接，工序较复杂，受环境及人为因素影响较大。（3）可溶性芯块整体成形法 优点：模具结构简单，制造费用低，精度高，受环境影响小。缺点：生产率低。经分析比较，我们选取了第三种方案，这种方法关键是芯块模具及芯块
金属加工(热加工) 2014年5期2014-11-24
- 环形薄壁Al-UO2弥散芯块的制备工艺
20%UO2弥散芯块的热压烧结和无压烧结工艺，对Al-UO2弥散芯块的密度、相结构、元素分布均匀性、外形尺寸精度等性能进行检测分析，以研制不经研磨加工就可直接装管密封制成靶件的弥散芯块。1 实验Al粉的纯度大于99.9%，中位粒度约30 μm。UO2粉末的纯度大于99.5%，中位粒度约3 μm。弥散芯块的设计成分为Al-20%UO2，设计芯块外径52.8～58.3 mm、内径45.2～50.3 mm、壁厚3.8～4.0 mm、高10～20 mm。真空热压烧
原子能科学技术 2014年11期2014-08-08
- 燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC验证及应用
略轴向导热，因此芯块和包壳中热传导可用下述方程描述：该方程的边界条件如下：其中：T 为温度，K；t为时间，s；q 为体积热源，W／m3；，cp为 材 料 比 定 压 热 容，J／（kg·K）；ρ为密度，kg／m3；k为导热系数，W／（m·K·s）；ro为包壳外表半径，m；Ts为包壳外表温度，K。FTPAC采用有限容积法对一维热传导方程采用隐式差分格式离散求解。1.2 力学模型FTPAC的力学模型不考虑应力导致的燃料变形，主要考虑小变形、小应变的情况，模型假
原子能科学技术 2014年1期2014-03-20
- 二氧化铀粉末和芯块铀含量及氧铀原子比的测定
工程中要求UO2芯块氧铀比参数极其严格，准确测定氧铀比对了解铀氧体系及控制燃料生产是极其重要的。氧铀比和铀含量测定方法有很多种，如准确测量试样中4、6价铀的库仑法(畅欣等，2005)、极谱法、电位法及热重法(Florence，1976;李伟秋，2005)等，目前，国际上多数国家采用热重、杂质校正法测量二氧化铀芯块中氧铀比和铀含量。其中热重法根据脱水及称量环境差异也有不同的方法。我国国家标准方法(国家技术监督局，1989)就是一定温度下的保护气氛中称取试样质
东华理工大学学报(自然科学版) 2013年2期2013-03-26
- 中子照相技术在核燃料元件无损检测中的应用
内部结构缺陷(如芯块变形、破损等)的无损检测[7]。(2)区分同位素和临近元素：中子反应截面与原子序数无关，可以区分同位素和原子序数临近元素。中子照相可用于检测核燃料中235U的富集度以及快堆 MOX燃料中的 PuO2团簇分布[8-10]。(3)检测元件包壳氢聚状态：中子对氢等较轻元素敏感，中子照相可以检测锆合金包壳外层的氢聚状态，并可定量测量氢聚含量[10]。目前，中子照相作为一种有效的核燃料元件研究和质量控制手段，在瑞士、法国、德国、美国、澳大利亚、日
核技术 2012年11期2012-09-23