U-M_o微球物理包覆工艺研究

为了减少U—M_o微球在混料和成型过程中发生偏聚的现象,改善(U-M_o)-Al弥散燃料铀分布的均匀性,研究了多种U-M_o微球物理包覆工艺及建立的包覆工艺对微球流动性的影响。本文采用相近尺寸(直径约100μm)的不锈钢微球代替U-M_o微球。结果表明:直接添加黏结介质包覆工艺和自由落体包覆工艺不适合微球的包覆;采用溶剂挥发法在每颗微球表面都包覆了一层基体粉末颗粒,微球表面的粗糙度明显增大,流动时颗粒间产生机械咬合力,降低了微球的流动性。     

弥散燃料板芯体中U-Mo/Al-Si合金基体反应层性质研究

针对弥散型燃料板采用实验方法分析U-Mo燃料相与Al-Si基体反应层的性质。实验结果表明:反应层主要出现在U-Mo燃料颗粒的内部微裂纹处及燃料颗粒与基体界面处,其形貌和厚度均不规则。U-Mo与Al-Si遵循空位扩散机制,扩散过程主要为Al、Si向U-Mo合金的扩散。在反应层中Al含量基本维持不变,Si含量沿基体-燃料相方向递增,并聚集在U-Mo侧的反应层中。当基体中Si含量达到5%时,可明显抑制扩散反应的进行,从而改进燃料板性能。     

球形燃料元件中包覆燃料颗粒的化学分析

报道了高温气冷堆球形燃料元件中包覆燃料颗粒的表面铀沾污、自由铀含量及包覆燃料颗粒的装铀量等性能指标的测试方法、范围及测量误差。利用激光荧光法测量并计算了包覆燃料颗粒中的自由铀含量及表面铀 沾污,利用电位滴定法测量了包覆燃料颗粒的装铀量。结果表明,经4层连续包覆的包覆燃料颗粒的质量符合并满足高温气冷堆球形燃料元件对包覆燃料颗粒的设计要求。     

中国核动力院U-Mo合金燃料研究现状及进展

目前,U-Mo合金燃料是研究试验堆新一代燃料的研究重点.文章介绍U-Mo合金燃料在中国核动力研究设计院(NPIC)的研究现状和进展.NPIC于2006年正式开始研制U-Mo合金弥散燃料元件,几年间开展的研究工作主要有:U-Mo合金熔炼,γ相U-Mo合金粉末制备,(U-Mo)-(Al-Si)弥散燃料板制造工艺研究,U-Mo合金与基体材料、包壳材料和阻挡材料诸如Al、Nb、Zr、Mg等的相容性研究,Si添加到Al基体中对U-Mo/Al反应的影响以及U-Mo合金燃料成分分析及无损检测方法研究等.目前,NPIC已制备出基本满足要求的(U-Mo)-Al弥散燃料板,并计划于2010年前掌握满足技术要求的改进型(U-Mo)-Al弥散燃料板的制造技术.     

包覆燃料颗粒应力的有限元分析

高温气冷堆的燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中组成。在反应堆运行过程中,辐照及各复杂的物理化学反应产生的应力会使包覆燃料颗粒发生破损,对包覆燃料颗粒进行应力分析是评价燃料元件和反应堆运行安全性能的主要内容之一。本文基于压力壳模式,主要考虑内压作用下的球形壳层应力及包覆燃料颗粒的非球形因素,用有限元法对应力进行了分析。     

高温堆嬗变Pu燃料元件的制备

介绍了清华大学在制备高温气冷堆嬗变Pu惰性元件方面的研究进展.分别采用溶胶凝胶工艺和注凝成型工艺制备ZrO2陶瓷微球作为基体,经过低温烧结获得多孔微球;用U代替Pu进行浸渍后,再经过高温烧结获得致密的陶瓷微球;基体中的U含最基本稳定在10%左右.采用与10MW高温气冷堆燃料元件包覆颗粒相同的制备工艺,在ZrO2/U复合微球表面依次沉积疏松热解炭、致密热解炭、SiC和外致密热解炭,制备出包覆型嬗变燃料颗粒.     

包覆燃料颗粒尺寸及其标准偏差对失效概率的影响

三结构同向性型(Tristructural isotropic,TRISO)包覆燃料颗粒是目前高温气冷堆和固态燃料熔盐堆采用的燃料元件。TRISO包覆燃料颗粒破损会导致裂变产物不可接受的释放,由此影响反应堆的安全运行。基于TRISO包覆燃料颗粒压力壳式破损模型,分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯和各包覆层的尺寸对失效概率的影响,研究了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径、疏松热解碳(Buffer)层厚度和碳化硅(Si C)层厚度的合理设计范围。同时,利用随机抽样统计的方法分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径分布和各包覆层厚度分布对颗粒失效概率的影响。研究发现,降低Buffer层厚度分布的标准差至16μm可以使TRISO包覆燃料颗粒的失效概率降低一个数量级。     

低富集U-Mo弥散型燃料小板RERTR-6辐照试验结果——Si对U-Mo／Al弥散燃料辐照行为影响的初步分析

辐照时Al基体中弥散的U-Mo燃料颗粒表面形成包覆的反应物。在一些辐照试验中,反应物和舢基体交界面处有气孔产生。受辐照条件的影响,气孔可能会长大并彼此连接形成连通的大气孔,严重时形成连续网络结构使燃料板出现不可接受的枕形肿胀。在美国和其他国家的辐照实验中都观察到了这种现象。冶金学和热动力学分析表明,Al基体中加入Si以及U-Mo燃料中添加Zr或Ti都可以提高U-Mo／Al弥散型燃料反应产物的稳定性。本文介绍了添加Si辐照试验的初步结果,即将适量的Si添加到Al基体中能有效降低U-Mo／Al燃料扩散反应和消除气孔形成。     

碳化硅基新型包覆燃料颗粒的设计及制备

TRISO型包覆燃料颗粒可将核裂变产生的气体、固体裂变产物束缚在燃料颗粒内部,是高温气冷堆安全性的重要保障。为满足未来超高温气冷堆在更高温度及更高燃耗条件下对燃料元件的要求,需对传统TRISO颗粒进行优化和改进。基于包覆颗粒的破损机制,设计了两种SiC基新型包覆颗粒,一种采用疏松SiC层替代疏松热解炭层,包覆层由内而外依次为疏松SiC层、内致密热解炭层、致密SiC层、外致密热解炭层;另一种为全SiC包覆结构,包覆层由内而外依次为内层疏松SiC层、SiC过渡层、外层致密SiC层。根据结构设计,采用流化床化学气相沉积法实验探索了疏松SiC的形成机制及包覆工艺条件,并利用SEM、XRD等进行材料分析,最终成功实现了两种新型包覆颗粒的大规模制备。更进一步,提出了全SiC基燃料元件的概念,并制备了球形和柱形全SiC基模拟燃料元件。     

HTGR颗粒燃料包覆工艺研究

包覆颗粒燃料涂层工艺是高温气冷堆(HTGR)关键技术之一。在研究制备工艺参数对包覆层性能的影响的基础上,确定了制备包覆颗粒燃料的最佳工艺条件,并制备出达到冷态设计要求的 Triso 型包覆颗粒燃料。     

金属基弥散微封装燃料中TRISO燃料颗粒的尺寸优化设计

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒，是目前耐事故燃料（ATF）中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型（TRISO）或者两结构同向型（BISO）包覆燃料颗粒，基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响，提出优化改进的建议。研究结果表明，疏松热解碳层（Buffer）厚度越大，燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高，因此设计时应考虑增加其厚度；内部致密热解碳层（IPyC）厚度越大，其自身的最大环向拉应力越大，因此设计时应降低其厚度；碳化硅（SiC）层厚度越大，其自身环向压应力越小，因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。      

气冷微堆燃料设计的中子学特性影响研究

为分析气冷微堆燃料设计的中子学特性影响,基于方形燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序RMC研究了TRISO颗粒、燃料芯块在燃料设计中的主要参量对组件中子学特性的影响。研究结果表明,燃料颗粒体积占比和包覆层厚度不变时,组件寿期随燃料核芯直径的增大先显著增大,而后趋于平稳;燃料颗粒体积占比和燃料核芯直径不变时,组件寿期随包覆层厚度的增大而减小;燃料装载量不变时,芯块直径增大,组件寿期显著增大,而芯块高度影响较小;无燃料区厚度的增加对组件中子学特性有明显的负面影响,基体材料密度、基体杂质硼当量对组件中子学特性的影响较小。研究结果将为后续气冷微堆包覆颗粒弥散燃料的设计优化提供指导。     

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。     

Verification of Fission Product Release Model from High Temperature Engineering Test Reactor Fuel

A fuel assembly of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is composed of fuel rods and a hexagonal graphite block. A fuel rod is composed of the fuel compacts and a graphite sleeve. The coated fuel particles are incorporated into a graphite matrix to form a fuel compact. The fuel consists of microspheres of low-enriched U02 with a TRISO coating. The TRISO coatings consist of a porous pyrolytic carbon (PyC) buffer layer followed by an isotropic PyC layer, a SiC layer and a final (outer) PyC layer.

In order to evaluate amounts of fission products released from the HTTR fuel rods during normal operation, analytical models have been developed. Fractional releases of noble gases and iodine are calculated based on release data of ⁸⁸Kr which are obtained by irradiation tests with failed coated fuel particles. The transport of the metallic fission products through the kernel, coatings, fuel compact and graphite sleeve is modeled as a diffusion process. These analytical models have been verified by comparison with measured fractional releases in in-reactor tests and have been concluded to be applicable to the HTTR fuel condition.     

全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微密封（FCM）燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性，传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性，在共振能量段，通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子，通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应，在热能区，利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子，通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型，对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明，该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性，得到精确的有效自屏截面。     

Post-irradiation examination of uranium-7 wt% molybdenum atomized dispersion fuel

Two low-enriched uranium fuel plates consisting of U-7wt%Mo atomized powder dispersed in an aluminum matrix, have been irradiated in the FUTURE irradiation rig of the BR2 reactor at SCK•CEN. The plates were submitted to a heat flux of maximum 353 W/cm² while the surface cladding temperature is kept below 130 °C. After 40 full power days, visual examination and profilometry of the fuel plates revealed an increase of the plate thickness. In view of this observation, the irradiation campaign was prematurely stopped and the fuel plates were retrieved from the reactor, having at their end-of-life a maximum burn-up of 32.8% ²³⁵U (6.5% FIMA). The microstructure of one of the fuel plates has been characterized in an extensive post-irradiation campaign. The U(Mo) fuel particles have been found to interact with the Al matrix, resulting in an interaction layer which can be identified as (U,Mo)Al₃ and (U,Mo)Al₄. Based on the composition of the interaction layer it is shown that the observed physical parameters like thickness of the interaction layer between the Al matrix and the U(Mo) fuel particles compare well to the values calculated by the MAIA code, an U(Mo) behavior modeling code developed by the Commissariat à l’énergie atomique (CEA).     

CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点,是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上,使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料,进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析,给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数,并可节省大量的燃料经费支出,提高了反应堆运营的经济性。