球床沸水堆概念

【美国《核电厂》2002年1～2月刊报道】 俄罗斯、日本和德国科学家对使用小燃料元件(SFE)的球床堆进行了若干实验研究。结果表明,这种核燃料具有独特的内在安全特点,这是因为:陶瓷保护膜为石墨部件和高温(450℃～1600℃)气体(空气和蒸汽)中的燃料提供了保护。 燃料元件 燃料元件很小(直径在2 mm和5 mm之间),包含覆盖有3～4层涂层的UO2球。内层是称为缓冲层的多孔热解碳化物(PYC),为气态裂变产物提供空间。第二层和第三层分别是高密度的PYC和防腐的碳化硅(SiC)。最外一层通常是SiC。 反应堆物理 针对两种情况进行了初步反应堆物理分析…     

美国能源部将资助新型反应堆研究

美国能源部最近将投入3000万美元用于先进反应堆研究。能源部的先进反应堆示范计划(ARDP)通过激励企业与美国工业分摊成本的方式,来加快先进反应堆的示范,以确保美国在全球掌握最先进的核电技术。美国能源部公布了以下5种新型反应堆,将为其提供资金,并进行更深入的研究。BWX微型反应堆。BWX技术公司是为美国开发新型反应堆技术的公司之一,是ARDP计划的一员。该公司正在开发微型反应堆,可方便地运输至离网和偏远地区,并在那里运行,可为大型项目提供电力。该反应堆预计到2030年完工,采用高温气体设计和铀氮化物燃料,可产生约50 MW的热能。     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

锆合金材料棒状和管状试样的拉伸试验研究

正锆合金是反应堆燃料组件(包括包壳、导向管等)的重要结构材料,为保障燃料组件在服役期间的完整性,要求锆合金材料具有良好的高温力学性能。目前中科华研究院正在开展锆合金材料研发,本文针对其研发的3种锆棒(编号a、b、c)、9种锆管(编号A、B、C、E、G、H、X、Y和Z)开展了不     

U-Mo合金与Zr合金的相容性研究

采用扩散偶方法研究U-Mo合金与Zr的相容性。扩散偶采用包覆热轧法制备,热处理温度为750℃和800℃,热处理时间为10 h和50 h。结果表明:U-Mo合金与Zr合金间的扩散层有分层现象,在U-Mo/Zr界面扩散反应成分复杂界面处存在类似Mo2Zr的析出物。经X射线衍射(XRD)检测表明U-Mo/Zr扩散层由M2Zr、UZr2和U等组成。U-Mo/Zr的扩散过程是U和Mo原子向Zr扩散,Mo优先与Zr反应生成Mo2Zr、U通过Mo2Zr扩散形成γ-(U,Zr)固溶体的过程。U-Mo合金与Zr具有良好的相容性。     

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

反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U-1完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Metallographic Microscope)、扫描电子显微镜及能谱分析(Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy,SEM-EDS)和热室内拉曼光谱(Raman Spectroscopy)方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析,国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明：运行至45 GWd·t U-1燃耗后,燃料芯块与包壳间隙形成14～19μm的化学相互作用层,不同位置机械接触的时间顺序差异,导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明,相互作用层呈“蠕虫”状形貌,且由U、Zr、O三元素构成形成混合相(U,Zr)O_x化合物,并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示,化学相互作用层主要由四方相氧化锆(...     

不同燃料组合在液态氟盐冷却高温堆中的物理性能研究

液态氟盐冷却高温堆是第四代反应堆中的一种具有极大优势的堆型,对其燃料的研究工作具有重要的意义。本工作采用SCALE5.1程序包,对六种不同燃料组合在高温球床堆中的物理性能进行了研究,分别比较了剩余反应性、等效满功率运行天数、燃耗和中子能谱等重要参数。结果显示,采用233U或235U启堆时,使用232Th的实际转换成裂变材料的量不如使用238U转换的多,并会消耗更多的核燃料;采用239Pu启堆时,使用232Th可使反应堆维持较长的时间,而使用238U却导致反应堆很快不能自持。研究表明,从节约核燃料和延长堆芯寿期的角度看,在不进行在线换料后处理的情况下,232Th在热堆中的表现不如238U,但在超热堆中238U的表现不如232Th。     

日本原型先进热中子堆运行10年

【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是,可采     

FHR在全厂断电事故下对RVACS散热能力的要求

氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor,FHR)是一种采用包覆颗粒燃料、高温熔融氟盐冷却剂的先进反应堆。部分FHR概念采用了反应堆容器辅助冷却系统(Reactor Vessel Auxiliary Cooling System,RVACS)导出事故下的堆芯余热。RVACS通过导热、对流换热、辐射换热等非能动过程,在事故发生时将堆芯余热排出至大气中。本文采用中国科学院上海应用物理研究所设计的10 MW FHR作为基准,利用RELAP5-MS程序,对其在全厂断电事故下的瞬态过程进行了模拟,验证了RVACS的余热导出能力。本文进一步研究了高反应堆功率情况下的全厂断电事故的瞬态过程,探讨了不同反应堆功率的FHR对RVACS散热能力的要求。     

UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8面心立方固溶体微球制备工艺研究

为研制出耐辐照的新型单相陶瓷燃料,采用溶胶-凝胶法,通过复合溶胶配制、分散胶凝、洗涤、干燥煅烧与烧结过程,开展了UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球制备工艺研究,制备出铀摩尔分数含量分别为30mol%、50mol%、70mol%的UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球样品。在对工艺过程进行分析的基础上,通过实验确定了工艺参数。采用X射线衍射（XRD）对3种燃料微球样品进行分析,分析结果表明:铀摩尔分数含量分别为30mol%、50mol%、70mol%的UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球样品均为面心立方（FCC）固溶体结构。      

俄罗斯研究堆高密度低富集度铀（LEU）燃料的研究现状

U—Mo燃料及其燃料元件和燃料组件（FA）的开发是俄罗斯RERTR规划的主要方向之一。该开发项目是基于现有的反应堆和新建先进反应堆的设计进行的,俄罗斯的很多组织参与了这项工作,如俄罗斯核燃料制备公司（TVEL）、动力工程研究和发展所（RDIPE）、核反应堆研究所（RIAR）、IRM和东北电网协调理事会（NPCC）。 开发中的U—Mo燃料包括弥散型燃料、单片式燃料以及管型和细棒型弥散燃料组件。第一阶段工作已顺利完成。该阶段包括管型和细棒状U．Mo弥散燃料的堆外、堆内和辐照后试验,试验是在近似于俄罗斯人设计的池型研究反应堆的运行参数条件下进行的。 俄罗斯和国外取得的成果证明可以进行下一阶段的研究工作,包括全尺寸IRT型细棒状和管型U·Mo弥散燃料组件的辐照,以及改善的U．Mo弥散燃料和微型单片燃料元件的辐照。本文对目前U—Mo燃料研究已取得的成果进行了全面的回顾。     

高转换水反应堆设计

本文提出了一种高转换反应堆堆芯的新概念,这种堆芯由浓缩钚的稠密栅格燃料元件构成。这些燃料单元由较高浓缩度（混合氧化物燃料）和天然铀组成。因此堆芯是由高浓度和低浓度燃料层交替构成,具有这种堆芯的反应堆被称为“大夹心面包”。由于频谱效应和进出不同的区域的泄漏,发现这种反应堆具有〉0.9的高转换比和负的空泡系数、相对长的循环、6%可裂变钚的平均浓缩度。发现了几种有趣的频谱效应并进行了分析。     

混合氧化物燃料（MOX）

MOX是通过“燃烧”反应堆乏燃料中存留的钚以提供能源和发电的一种途径。 MOX提供了当前使用的新燃料的 2 0 % ,并且这一比例仍在不断上升。 MOX还提供了一种燃烧武器级钚以生产电力的方法。在每一座反应堆内 ,都有诸如 2 3 5U等同位素的裂变 ,和由于主要是 2 3 8U俘获中子而形成新的较重的同位素。反应堆内绝大部分燃料物质是 2 3 8U。它能形成 2 3 9Pu,并通过连续的中子俘获形成 2 4 0 Pu、2 4 1Pu和 2 4 2Pu,以及其它的超铀或锕系同位素。 (2 3 5U通过类似过程还形成了非常少量的2 3 6Pu和 2 3 8Pu。通常 ,随着燃料约每 3年改变…     

基于双能γ射线吸收法的U-Zr弥散燃料芯体铀均匀性检测技术

双能γ射线吸收法是一种检测弥散燃料元件铀均匀性的新方法。实验选用75Se多能谱γ射线源中的2个分支比较高的能量136、264 ke V进行测试;选用高纯锗(HPGe)探测器进行γ射线探测。根据U、Zr的γ射线衰减系数差异在136 ke V能量下远大于264 ke V能量的特性,测定U-Zr弥散燃料芯体中的U、Zr含量和均匀性。实验使用有机玻璃瓶罐装U粉末、Zr粉末制作标准样进行吸收系数标定,使用"迭代法"对方程进行求解。最终结果显示测试相对精度为±5%,满足大多数工程应用要求。     

南国电寻找合作伙伴 推进PBMR商业化

正【世界核新闻网站2020年1月31日报道】2020年1月30日,南非国家电力公司(Eskom)发布意向书,寻找合作伙伴共同推进球床模块堆(PBMR)商业化以及三元结构各向同性(TRISO)燃料的制造。PBMR是一种小型高温反应堆,使用石墨包覆的球形碳氧化铀TRISO燃料,以氦气作为冷却剂,能够发电和提供工艺热。TRISO为反应堆提供了高水平的非能动安全性。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗、长燃料循环寿命、高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg)、高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。Si C因其更小的中子吸收截面、低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以Si C为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。结合Si C的晶体结构、热物理特性,对其在第四代核反应堆包壳材料中的设计思路、中子辐照效应、热一力性能、与UO,的化学反应等进行了概述,对SiC基复合材料在未来核能领域的应用前景进行了展望。     

先进反应堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年6月报道】 目前一些国家正在开发下两代反应堆。第一个(第三代)先进反应堆自1996年起在日本开始运行。更新的先进反应堆具有减少总投资的更先进和更简单的设计。它们的燃料效率更高、固有安全性更好。 近50年来,核动力工业一直在开发和改进反应堆技术,并且为下一代反应堆做准备,以满足预期今后5年可能有的定单。 世界核电约85%是由来自最初为海军用途开发的反应堆产生的。这些反应堆被认为是安全且可靠的,但这些第一代核动力反应堆将被更好的设计方案所取代。北美、日本、欧洲、俄罗斯和南非的反应堆供应商…     

美国碳化硅基体核燃料制备取得新进展

正【本刊2016年1月综合报道】燃料元件是反应堆的核心部件,其性能指标直接影响反应堆的安全性和经济性。尽管已经有许多类型的核燃料,例如金属铀燃料、混合氧化物(MOX)燃料、氮化铀燃料等,但全球大部分在运商业核电机组都使用二氧化铀(UO_2)燃料,这主要是UO_2燃料具有以下特     

高温气冷堆技术的研究及发展

自1954年前苏联第一座SMW试验性核电站投运以来,核电在一些国家的电力工业中保持着重要作用。从世界核电下一阶段发展来看,重点仍是提高安全性和降低造价,主要发展的是先进的水堆技术和其他先进的反应堆技术,可以预测,高温气冷堆技术作为一种先进反应堆技术在未来的10～15年必将取得长足的发展。 高温气冷堆技术的发展和现状 气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型,这种反应堆初期被用来生产军用钚,20世纪50年代中期以后发展成为商用核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可以分为四个阶段:即早期气冷堆(Magnox)、改进型气冷堆(AGR)、…