U3Si2燃料芯块的制备与显微组织研究

使用电弧熔炼破碎制备U₃Si₂粉末，通过粉末冶金工艺制备获得U₃Si₂燃料芯块，研究了芯块制备过程中U₃Si₂芯块成型能力以及烧结工艺对密度和显微组织的影响。结果表明，加入质量分数为0.5%的聚乙二醇（PEG）成型剂，在260~300?MPa压力下压制成型，在1550℃烧结2~4?h后，U₃Si₂芯块密度最高达到11.4?g/cm3，达到理论密度的的93%以上；芯块晶粒大小均匀，约为60 μm，局部区域存在着少量U相或UO₂相夹杂；芯块的热导率明显优于UO₂，且随温度的升高，其热导率呈线性升高趋势。      

NH4HF2氟化制备UF4工艺及热力学研究

采用自制氟化反应器,以NH₄HF₂为氟化剂,开展了不同反应温度、氟化剂过量比条件下NH₄HF₂氟化制备UF₄工艺研究,实验获得了反应温度、NH₄HF₂过量比对氟化效率的影响规律,采用化学分析结合X射线粉晶衍射法对反应产物进行鉴定。研究结果表明：温度为573、673、823 K时,氟化产物中UF₄含量随NH₄HF₂过量比的增加而逐渐增大,当温度为723、773 K时,氟化率随NH₄HF₂过量比的增加呈先增大后减小的趋势。温度为723 K、NH₄HF₂过量比为300%时,该反应氟化率最大,为92.53%。反应温度为573～823 K时,该氟化反应氟化产物中包括4NH₄F·UF₄、NH₄F·3UF₄、3...     

UF4在氧或湿氧中热化学反应研究

采用显微激光拉曼光谱技术、称重及形貌观察等手段,开展了UF₄在氧气或相对湿度93%湿氧气氛中的热化学反应实验研究,获取了UF₄不同温度时效后的质量、颜色及失重情况,以及反应前后不同铀化合物的拉曼光谱。结果表明：UF₄在氧气或湿氧中加热至200 ℃时,性质稳定,其拉曼光谱基本无变化;250~600 ℃时,样品表面颜色发生明显变化。拉曼光谱分析发现,在氧气气氛中有UO₂F₂、UO₂、U₃O₈,在湿氧气氛中有UO₂F₂、UO₂F₂•2H₂O、UO₂F₂•nH₂O、UO₂、U₃O₈等多种铀化合物生成。随着温度的升高,UF₄在氧气中的化学反应速率呈现由慢到快再到慢的变化趋势。     

UO2核芯制备工艺中U的回收再利用研究

介绍了清华大学核能与新能源技术研究院制备高温气冷堆燃料元件UO₂核芯的溶胶凝胶工艺各种废料的产生情况。针对各种废料的特性,分别进行处理,实现回收再利用。对工艺中产生的含U废液先进行沉淀处理,经1次煅烧后溶解性差,必须将沉淀进行煅烧 还原 煅烧工序后才能实现再利用。对最终烧结球中的不合格品直接进行煅烧处理,将UO₂转化为U₃O₈,即可再利用。各种废料回收后均可作为原料生产UO₂核芯,综合回收率为99.98%。     

基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。      

微波煅烧重铀酸铵制备U3O8工艺研究

基于重铀酸铵在微波场中的升温特性,研究了微波煅烧重铀酸铵制备八氧化三铀的新工艺。探讨了微波功率、微波加热时间及物料量等因素对八氧化三铀产品中总铀和U⁴⁺含量的影响规律。研究结果表明,微波功率和微波加热时间对八氧化三铀产品中总铀和U⁴⁺含量的影响显著。在本实验范围内,微波煅烧重铀酸铵制备八氧化三铀的最佳工艺条件为：微波功率700 W,微波加热时间10min,物料量60g。在最佳工艺条件下,八氧化三铀产品中总铀和U⁴⁺含量分别为84.62%和28.74%,其产品质量满足后续工序要求。微波煅烧重铀酸铵制备八氧化三铀是可行的。     

放电等离子烧结参数对U3Si2芯块力学和热学性能影响的研究

U₃Si₂是轻水堆中最具前景的事故容错核燃料之一,有望在未来取代UO₂核燃料而被广泛使用。目前,采用放电等离子烧结(Spark Plasma Sintering,SPS)技术制备U₃Si₂芯块的研究已被广泛报道,但SPS参数对芯块性能的影响还尚不明确。本文采用SPS技术制备了U₃Si₂芯块,并研究了不同烧结温度(1 000～1 300℃)和压力(30～90 MPa)对芯块的力学和热学性能的影响。利用激光导热仪测量了芯块的热扩散率,并计算出芯块的热导率。通过纳米压痕仪测量芯块的力学性能,包括硬度、杨氏模量和断裂韧性。研究结果表明：所制得的U₃Si₂芯块热导率在27～700℃范围内均呈现线性增加的趋势,并随着烧结温度和压力的升高而增大;芯块的硬度和杨氏模量随烧结温度升高而增大,且随着压力的升高呈现先增加后平缓的趋势,并在60 MPa趋于平缓;芯块的断裂韧性随烧结温度升高而降低,并随着烧结压力的升...     

熔盐体系中UF4的氟化挥发工艺技术

高温氟化挥发技术是分离回收乏燃料中铀的干法分离技术之一。在KF-ZrF₄（摩尔分数为42%-58%,FKZr）熔盐体系中进行铀氟化挥发实验,并将傅里叶红外光谱技术用于氟化过程的在线监测,通过低温多级冷凝方式收集挥发产物UF₆。氟化反应后熔盐中的铀质量分数降至2.5×10-3%以下,UF4的转化率高于99.9%,产物冷凝回收率达到90%以上。结果表明：红外光谱在线监测技术可用于熔盐体系铀氟化反应过程的监测,氟化挥发过程对模拟裂片元素,尤其是碱金属和稀土元素去污效果较好,去污因子为103~105。     

制备工艺对铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体结构及性能的影响

针对锕系元素在玻璃陶瓷固化体中易残留于玻璃基体的不足,在传统的熔融 热处理玻璃陶瓷制备工艺基础上对工艺适当改进,研究工艺差异对玻璃陶瓷固化体物相结构的影响,并利用XRD、FT-IR、SEM-EDS、ICP-MS等分析手段对各种固化体的结构性能进行表征。实验结果表明：采用传统方法（工艺A）获得的GC1样品主要以钙长石（CaAl₂Si₂O₈）和钙铀氧化物（CaUO₄）为主相;当增加预烧结（工艺B）或球磨（工艺C）处理后,样品中CaUO₄相的生长得到一定抑制,铀烧绿石的析出量小幅增长;当预烧结和球磨技术联用（工艺D）时,获得的样品GC4中CaAl₂Si₂O₈和CaUO₄两相同时得到抑制,并析出大量的四方铀烧绿石相,且该相与最初设计的析出相组分基本吻合,U在烧绿石晶体结构中A位上的占比高达近0.75。去离子水中浸出14 d后,玻璃基体表面有微弱溶解,陶瓷相在浸出期间没有明显变化。     

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 compatibility studies of U3Si2 dispersion fuels prepared with centrifugally atomized powder

The interaction between atomized U₃Si₂ and aluminum in dispersion fuel samples has been characterized and compared with that of comminuted U₃Si₂. Fuel samples with atomized powder showed a smaller volume increase compared to those with the comminuted powder, irrespective of heat treatment, and volume fraction of U₃Si₂ powder. The possible reasons for this seem to be as follows: (1) the smaller specific surface area of the atomized spherical powder compared to the irregular comminuted powder translating in a smaller U₃Si₂–Al interface area for the former affecting what appears to be a diffusion-controlled interaction process, (2) the atomized fuel samples also contain lower fraction of as-fabricated porosity than the comminuted fuel samples, which may enhance the restraint force in the swelling fuel meat, (3) the comminuted powder particles have distinctive aluminum penetration paths in the form of deformation zones that originated from the comminution process. There appear to be two pronounced penetration paths of aluminum into atomized U₃Si₂ powder; (1) through the phase interface, leaving a central unreacted island, (2) along grain boundaries, leaving several unreacted islands.     

CCl_(4)和HCl气体氯化铀氧化物北大核心CSCD

分别以CCl_(4)和HCl气体作为氯化试剂,进行了铀氧化物(主要为U_(3)O_(8))的氯化机理和各影响因素研究。以CCl_(4)为氯化试剂对U_(3)O_(8)粉末进行氯化,通过热重分析研究了氯化反应过程的机理及动力学行为,氯化产物主要为UCl_(4)。同时研究了CCl_(4)对不同种类和形态铀氧化物的氯化,UO_(2)芯块由于结构致密很难进行氯化,UO_(2)粉末和UO_(3)粉末很容易被CCl_(4)氯化,产物分别为UCl_(4)和UCl_(6)。以HCl气体为氯化试剂对LiCl-KCl熔盐中的U_(3)O_(8)粉末进行氯化,研究了反应温度、氯化时间、HCl气体流速、U_(3)O_(8)粉末投料量以及铀氧化物种类和形态的影响。结果表明,提高反应温度、延长反应时间、提高HCl气体流速,有利于氯化率的提高。推荐HCl气体氯化U_(3)O_(8)粉末的工艺参数为:氯化反应温度为500℃、HCl气体流速为0.6 L/min。     

A generalized model for radiation-induced amorphization and crystallization of U3Si and U3Si2 and recrystallization of UO2

A rate-theory model of radiation-induced amorphization and crystallization of U₃Si during ion irradiation has been generalized to include U₃Si₂ and UO₂. The generalized model has been applied to ion-irradiation and in-reactor experiments on U₃Si and U₃Si₂ and provides an interpretation for the amorphization curve (dose required to amorphize the material as a function of temperature), for the ion-radiation-induced nanoscale polycrystallization of these materials at temperatures above the critical temperature for amorphization, as well as for the role of the small crystallites in retarding amorphization. An alternative mechanism for the evolution of recrystallization nuclei is described for a model of irradiation-induced recrystallization of UO₂ wherein the stored energy in the UO₂ is concentrated in a network of sinklike nuclei that diminish with dose due to interaction with radiation-produced defects. The sinklike nuclei are identified as cellular dislocation structures that evolve relatively early in the irradiation period. The complicated kinetics involved in the formation of a cellular dislocation network are approximated by the formation and growth of subgrains due to the interaction of shock waves produced by fission-induced damage to the UO₂.     

四氟化铀和四氟化钍的高温水解

为适应钍基熔盐堆核燃料水法后处理的需求,需将乏燃料中难溶的氟化物转化为相应的氧化物形式,因此提出了高温水解的方法来实现这一目的。研究了UF4、ThF4在不同反应温度和反应时间下的高温水解行为,对其水解产物进行了结构表征和溶解实验的研究。结果表明,UF4、ThF4分别在300℃和350℃即可全部转化为相应的氧化物UO2.25和ThO2。溶解实验结果表明,二者的高温水解产物较易溶解在3mol/L HNO3和Thorex试剂中。     

铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

        为分析UF₆泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF₆容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF₆室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF₆泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。      

四氟化铀中钍等二十三种杂质元素的测定

本工作采用体积比1∶1浓硝酸和过氧化氢(φ=30%)加热溶解四氟化铀(UF4)后,再用浓硝酸或浓盐酸反复溶解蒸干,去除氟离子。在3mol/L硝酸介质中,采用15mm×105mm CL-TBP萃淋树脂柱分离铀中杂质,收集第6—15mL淋洗液,用等离子体发射光谱法(ICP-AES)进行测量。Al等22种元素回收率在97%~113%之间,除Al、Ca、Ba和Bi外其它元素相对标准偏差在5%以内(n=5)。在6mol/L盐酸介质中采用15mm×105mm CL-TBP萃淋树脂柱分离铀中Th,进行ICP-MS测量。Th回收率在91%~94%之间,相对标准偏差在5%以内(n=5),分析方法的检测下限为0.037μg/g(以UF4计)。