10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的研制

我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工艺条件试验,系统地研究了生产工艺和性能之间的关系,摸索出最佳生产工艺条件。用化学气相沉积方法在150mm流化床沉积炉系统中批量生产出TRISO型包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察分析了包覆燃料颗粒的微观结构,包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6,冷态性能达到我国10MW高温气冷堆设计要求。包覆燃料颗粒辐照考验结果(放射性裂变产物释放率R/B为1×10-6左右)表明,包覆燃料颗粒的质量可以满足10MW高温气冷堆安全运行的要求。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒研制

在流化床包覆炉中，采用化学气相沉积法系统地研究了制备包覆燃料颗粒的工艺参数和性能之间的关系，摸索出了疏松热解碳层（沉积温度１３５０℃，乙炔气体浓度８５％）、致密热解碳层（沉积温度１４３５℃，丙烯气体浓度２５％）和碳化硅层（沉积温度１６００℃，甲基三氯硅烷浓度１．８０％）的最佳工艺条件，总结出了经验公式，制备出了疏松热解碳层密度为０．９９ｇ／ｃｍ３、致密热解碳层密度为１．８９ｇ／ｃｍ３和碳化硅层密度为３．２１ｇ／ｃｍ３的合格ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒。     

10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.在冷态性能检验合格的基础上,进行了10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验.在辐照温度1 000 ℃、累积快中子注量1.28×1025 m-2和燃耗(以金属铀计)达到95 GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破损.辐照考验结果表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆安全运行的要求.     

高温气冷堆包覆燃料颗粒包覆层性能测试方法

高温气冷堆包覆燃料颗粒由ＵＯ２燃料堆饼和在它表面沉积的热解碳和ＳｉＣ层材料构成。这些热解碳和ＳｉＣ层的厚度只有３０－９０μｍ，为测量这些微小颗粒包覆层材料的性能，专门研究了热解碳和ＳｉＣ层的厚度，密度和热解碳层的各项异性能，ＳｉＣ层的弹性模量等的测量方法，并研制了颗粒尺寸分析仪，小试样弹性模量测定仪设备等。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸测量方法研究

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组元,包覆燃料颗粒包覆层的厚度和密度决定了包覆颗粒以及燃料元件的性能,而包覆层的厚度和密度均可通过精确测量其尺寸和质量来获得,因此,精确测量包覆燃料颗粒的尺寸至关重要.本文讨论了X射线显微照相一投影放大法、V型槽法、光电测长法、金相法、图像分析法、计算机自动光学显微分析仪法、颗粒尺寸分析仪法等几种测量方法的优缺点,根据测量方法的精度以及是否满足在线检测要求等因素,提出采用高精度的计算机自动光学显微分析仪法和自动颗粒尺寸分析仪法等测量包覆燃料颗粒的尺寸将是非常好的在线检测方法.     

高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型

高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有的几个主要模型的基本假设,计算原理和特点,通过对比几个模型的优缺点,提出今后研究的方向。     

包覆燃料颗粒及应用

介绍了包覆燃料颗粒技术及包覆燃料颗粒的结构和制备过程, 探讨了包覆燃料颗粒及其技术的潜在应用方向.     

高温气冷堆包覆燃料颗粒SiC涂层的制备与表征

采用化学气相沉积法在包覆燃料颗粒上制得SiC涂层.对SiC涂层的功能、沉积设备、沉积工艺及组织结构进行了较系统的描述.研究表明制得的SiC涂层表面光滑、致密、无明显孔洞;与内、外致密热解碳层的界面清晰,无明显扩散渗透现象.对SiC涂层的组分及晶体结构分析表明涂层主要元素为Si和C,且Si/C的摩尔比接近1∶1,反应生成化学计量比的β-SiC.价键结构分析则表明涂层中主要连接键为Si-C共价键.     

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.     

10 MW高温气冷实验堆燃料元件装卸系统研制

根据国际上类似系统的设计和运行经验，彻底改进了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)燃料元件装卸系统的单列器、碎球分离器、提升器、控制系统，以使系统变得更为简单、可靠。改进后的设备均在全尺寸实验装置上进行过试验。系统的调试试验和初装料运行表明：该系统的性能满足HTR-10的要求。     

10 MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10 MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺.制造了44批,约20 540个燃料元件.燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10-5,正品率为99%.     

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

基于网络的10MW高温气冷堆仿真系统

仿真系统基于计算机网络环境,可对10 MW高温气冷堆(HTR 10)的堆芯、主回路系统和蒸汽发生器等部件进行分析计算,模拟稳态和瞬态过程,并以图形界面动态显示仿真过程。同时可对仿真过程进行回放,对仿真数据结果进行分析并以二维、三维图形显示。该仿真系统不仅对高温气冷堆的工程设计、安全分析和人员培训有重要作用,且可对HTR 10主控室的操作人员进行现场支持及各项研究提供帮助。     

10 MW高温气冷实验堆过球计数信号实时处理方法

研究了基于10MW高温气冷实验堆过球计数系统的过球计数信号实时处理方法。该方法采用了相对幅值的信号峰提取技术，消除了绝对幅值变化带来的不利影响，准确性高，处理速度快。滤波算法除了可加快信号峰的提取速度外，还能消除噪声干扰，并自适应地确定无球通过时的参考电平，解决了信号的零点偏移问题。该方法在信号采集的同时实现信号连续处理，且支持强大的并行运算，可同时处理多个信号通道。     

Temperature Measuring System of the In-core Components for Chinese 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor

The 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) constructed at the Institute of Nuclear Energy Technology (INET), Tsinghua University in China reached its first criticality by the end of 2000. The temperature measuring system of the in-core components is described in this paper. This system consists of the thermocouple penetration assembly of the reactor pressure vessel (TPARPV), the thermocouple penetration assembly of the reactor containment (TPARC) and the distributed computer-based data acquisition and processing system (DCS). Some new techniques were developed and applied, such as the thermocouple penetration technology under the high temperature and high-pressure environment and the laser welding technique. The TPARPV is the key measurement device and is described in detail. The general behavior of the TPARPV and TPARC was confirmed under HTR-10 operating conditions. The helium leakage rate of the TPARPV is 1×10^-7Pa-m³/s while the helium leakage rate of the TPARC is less than 1×10^-2 Pa-m³/s. The insulation resistance of the sheathed thermocouple is more then 10⁹Ω. The temperature measurement error of the system is 2.3°C. The results of testing and field inspection and operation demonstrate that the design of the temperature measuring system is reasonable and reliable and that the performance of the system satisfies the design requirements of the HTR-10. These new techniques used in the temperature measuring system can be applied not only to other high temperature gas-cooled reactors but to various reactor types as well.     

HTR-10磁轴承转子动力学的初步研究

采用有限元方法和MSC．Marc软件，分析了10MW高温气冷堆(HTR-10)能量转换系统磁轴承转子的模态，研究了磁轴承支承刚度与固有频率的关系。研究结果表明，可以通过改变支承刚度和转子材料来调整固有频率，为转子过两阶弯曲频率及磁轴承控制系统设计提供了依据。     

10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验

文章介绍10MW高温气冷堆(HTR-10)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明：蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。     

10 MW高温气冷堆反应堆压力容器的出厂水压试验

根据ASME规范第Ⅲ卷NB－6200节的规定,对10MW高温气冷堆压力容器的水压试验要求、试验过程、试验结果及评价进行了叙述。用清华大学核能技术设计研究院研制的液压张拉机对主螺栓实施了合理及有效的张拉,对压力容器进行了应变和不变形测量,取得了反应堆压力容器水压试验的圆满成功。