芯塊
- 壓水堆燃料棒UO2燃料芯塊與鋯合金包殼化學相互作用層研究
-4］。隨著燃料芯塊的不斷裂變，逐漸產生裂變氣體及固態裂變產物，進而燃料膨脹，以及輻射和主冷卻劑引起的外部壓力的共同作用導致包殼層發生蠕變，這兩種現象（燃料膨脹和蠕變）導致燃料包殼間隙逐漸減小，最終在燃料和包殼之間建立了接觸，進而在芯塊與包殼之間就形成了相互作用層［5-6］。一旦形成相互作用層就會縮短燃料棒的服役時間。了解這些變化對于設計燃料和包殼以獲得出色的服役性能以及制定廢物處理和處置方案至關重要［7-10］。國外核電起步較早，眾多學者就化學相互作用層
核技術 2023年9期2023-09-21
- 放電等離子燒結包覆顆粒彌散燃料芯塊的性能研究
點,能夠有效降低芯塊的中心溫度,并保護基體中的TRISO免受環境中的載荷與腐蝕介質破壞。TRISO顆粒的燃料核芯采用溶膠-凝膠法制備,各包覆層通過流化床化學氣相沉積(FBCVD)制備,燃料核芯在流化氣體的作用下在流化床高溫區流化,然后一次通入反應氣體進行表面沉積實現各涂層的包覆,TRISO顆粒從內向外包括疏松熱解碳層(容納裂變產物)、內致密熱解碳層、SiC層、外致密熱解碳層[6,14-15]。SiC作為強共價鍵高溫陶瓷,自擴散速率非常低,限制了SiC燒結過
原子能科學技術 2023年9期2023-09-20
- 單節熱離子燃料元件燃料質量遷移及其對元件性能影響
元件。高溫下燃料芯塊與發射極接觸產生較強的機械相互作用,使發射極產生蠕變,可能導致發射極與接收極接觸造成短路,威脅單節熱離子燃料元件的正常運行。國內外針對單節熱離子燃料元件行為特性開展了大量研究。俄羅斯及蘇聯開展了大量電加熱和核加熱地面實驗[2-3],得到了一系列燃料芯塊高溫蠕變和熱離子轉換性能數據。在大量的試驗數據及設計工作經驗支持下,魯奇研究所開發了單節熱離子燃料元件性能分析程序KATET[4],該程序考慮了單節熱離子燃料元件的傳熱、變形和熱電轉換行為
原子能科學技術 2023年8期2023-08-29
- 陶瓷芯塊總氣體含量測量對比分析
00)在陶瓷燃料芯塊制造時，技術條件中規定了每克樣品（重金屬）氣體含量標準，該標準是判定芯塊合格與否的關鍵參數之一，芯塊氣體含量不合格將嚴重影響入堆安全性。國內陶瓷芯塊總氣體測量研究經驗不足，與國際先進水平差距較大。目前，國內測定陶瓷芯塊總氣體含量的方法只有《二氧化鈾芯塊中總氣體量的測定》（EJ/T 897-2016）標準[1]測定UO2芯塊中總氣體和HVE-GC法測定陶瓷芯塊總氣體含量，但在MOX芯塊領域缺乏研究與應用。某項目建設緊迫，急需落定陶瓷芯塊總
科技資訊 2023年3期2023-03-23
- 環形燃料元件幾何尺寸對其熱工性能的影響研究
元件由圓環形燃料芯塊、內包殼和外包殼組成，內外包殼和環形燃料芯塊之間有充滿惰性氣體的氣隙。內外包殼所組成的通道用來流通冷卻劑，以便對燃料芯塊進行冷卻，其橫截面結構如圖1所示。圖1 環形燃料橫截面示意圖Fig.1 Schematic diagram of annular fuel cross section環形燃料元件與傳統棒狀式燃料元件不同，環形燃料元件具有雙冷卻通道，因此其冷卻效果也會更好，堆芯溫度也更低。但由于存在著雙冷卻通道，芯塊的最高溫度（絕熱面）
核技術 2023年1期2023-02-24
- 大晶粒UO2芯塊制備的研究現狀
耗的加深，UO2芯塊中產生的裂變氣體逐漸增加。裂變氣體的釋放會引起UO2芯塊的體積腫脹，并導致燃料棒內壓增大，同時增大了燃料芯塊與包殼間的相互作用，從而降低了燃料元件在高燃耗條件下的使用壽命及安全性[1，2]。研究結果表明，增大燃料芯塊的晶粒尺寸可以提高對輻照過程中裂變氣體的駐留能力[3，4]。對于大晶粒UO2芯塊，裂變氣體傳輸到晶界表面的距離更大，可以有效抑制裂變氣體的釋放，從而加深燃料的燃耗，延長燃料元件的使用壽命并提高反應堆運行的安全性，具有廣闊的應
科技視界 2022年26期2023-01-20
- 真空燒結U3Si2燃料芯塊的微觀組織與導熱性能
結U3Si2燃料芯塊的微觀組織與導熱性能陸永洪，賈代坤，粟丹科，潘小強，夏季斌，王一帆，王挺，張翔，王子圳，邱紹宇(中國核動力研究設計院 反應堆燃料及材料重點實驗室，成都 610213)以U3Si2粉末為原料，采用真空燒結法制備U3Si2燃料芯塊，研究燒結溫度對U3Si2燃料芯塊密度的影響，分析U3Si2燃料芯塊的鈾質量濃度和雜質含量，并對燃料芯塊的微觀組織和導熱性能進行分析和測試。結果表明，隨燒結溫度升高，U3Si2燃料芯塊的密度先升高后降低，在1 55
粉末冶金材料科學與工程 2022年4期2022-12-08
- 西屋和法電將開展耐事故燃料研發合作
化硅包殼、高密度芯塊和硅化鈾芯塊研究。EnCore先導測試組件2019年春季裝入美國拜倫2號機組堆芯，在該機組2020年秋季停堆換料期間從堆芯卸出。美國橡樹嶺國家實驗室（ORNL）正在對這些乏燃料組件進行輻照后檢測。初步目測顯示，燃料棒從反應堆中取出后沒有任何質量下降跡象。這些燃料棒含有鉻涂層包殼、高密度ADOPT 芯塊（摻有氧化鉻和氧化鋁的二氧化鈾芯塊）和硅化鈾芯塊。比利時多伊爾4 號機組2020 年9 月裝入EnCore 先導測試組件，成為全球第二臺、
國外核新聞 2022年8期2022-11-24
- 含鈾芯塊自動測量垂直度裝置研制
的核心。其中含鈾芯塊是影響核反應堆安全運行的一個重要因素。含鈾芯塊能否順利裝入包殼管，不發生卡頓是由芯塊垂直度這一指標決定的，因此對芯塊垂直度的測量精度要求較高。傳統的人工測量方法是使用萬能分度頭配合數顯千分表進行測量，將芯塊裝夾在分度頭之卡盤上卡盤旋轉360°，人工讀出數顯千分表上所示最大偏差的絕對值相加作為芯塊被測端垂直度，兩端各測量一次。隨著公司產能的增加，芯塊的產量不斷加大，人工測量明顯不能滿足日益擴大的芯塊檢驗數量，迫切需要研發一套自動測量垂直度
今日自動化 2022年7期2022-09-08
- 耐事故燃料芯塊的制備方法與研究進展
殼材料和先進燃料芯塊技術，其中耐事故燃料芯塊的發展主要聚焦在熱導增強型UO2燃料芯塊、高鈾密度高熱導燃料芯塊和全陶瓷微封裝燃料 （fully ceramic microencapsulated fuel，FCM）芯塊等方面。1 增強型UO2燃料芯塊UO2是現階段商業應用燃料芯塊廣泛選擇的材料，具備熔點高、各向同性、輻照穩定性好，粉末冶金制造工藝成熟等優點，其不足之處在于熱導率不太理想，傳熱效率低會導致芯塊內部溫度梯度陡峭，導致芯塊內部應力增大，引起裂變氣體
粉末冶金技術 2022年4期2022-08-13
- 模擬乏燃料短段673～873 K下的氧化行為
12]，但UO2芯塊的氧化作為氧化揮發過程核心步驟的地位并沒有改變，該步驟對裂變產物的釋放及后續溶解等過程都有重要影響[3-5]。因此，尋找適宜的UO2芯塊氧化條件，對于氧化揮發技術具有重要意義。研究表明，溫度對UO2的氧化產物及氧化速率都具有重要影響：當溫度低于623 K時，其首先氧化為U3O7/U4O9，隨后氧化為U3O8；當溫度高于623 K時，其直接氧化為U3O8[13-18]。由于當溫度升至673 K及以上時，UO2氧化速率顯著增加[16-18]
原子能科學技術 2022年7期2022-07-29
- 粉末注射成形制備薄壁Al2O3-B4C環形芯塊
O3）摻雜的燃料芯塊[1-2]。在各種可燃毒物中，濕式環形可燃毒物棒由于較低的包殼吸收和末期反應性懲罰被廣泛應用在各種反應堆中，我國從美國引進的AP1000型反應堆即選擇濕式環形可燃毒物棒作為可燃毒物[3-4]。濕式環形可燃毒物棒是由美國西屋公司開發的一種可燃毒物芯塊，它由雙層鋯包殼管和裝在鋯包殼管中的環形Al2O3-B4C芯塊組成，其中環形Al2O3-B4C芯塊由于長徑比較大，壁厚較?。?.5～1.0 mm），采用傳統粉末冶金方法加工成本較高。在制作Al
粉末冶金技術 2022年3期2022-06-30
- UO2芯塊運輸容器核臨界安全分析
強，張建崗UO2芯塊運輸容器核臨界安全分析莊大杰，孫洪超，孫樹堂，陳磊，李國強，張建崗（中國輻射防護研究院，太原 030006）在開展二氧化鈾（UO2）芯塊運輸容器設計時，應進行臨界安全分析，優化容器設計，并通過得出的臨界安全指數（CSI）限定可運輸貨包的數量，確保在任何可信的運輸情景下的核臨界安全。文中采用蒙特卡羅軟件SuperMC對符合要求的國際臨界安全手冊中6類49個基準實驗案例進行建模計算，獲得本案例的次臨界上限值，再基于運輸容器經受正常運輸條件與
包裝工程 2022年11期2022-06-20
- 反應性引入事故下芯塊高溫塑性對包殼的影響
擬試驗數據表明，芯塊包殼機械相互作用 (Pellet-Cladding Mechanical Interaction, PCMI)是壓水堆高燃耗燃料棒在RIA 事故下失效的重要原因[1]。芯塊作為PCMI 行為中載荷的施加者，其物理模型對PCMI 行為的模擬較為重要?，F有瞬態燃料性能分析程序在分析RIA 事故下的PCMI 行為時，常將芯塊簡化為剛體或者理想彈性體（具有較大楊氏模量）。FRAPTRAN 中的FRACAS-I 模塊將芯塊假設為剛體。2016 年
科學技術創新 2022年13期2022-05-11
- 基于有限元計算的全陶瓷微封裝燃料芯塊等效熱導率與微結構設計
裝燃料(FCM)芯塊是一種新型的事故容錯燃料，也是典型的多相復合材料，由 SiC 基體和分散其中的TRISO顆粒組成[1].TRISO顆粒具有多層包覆結構，一般為5層，從內到外依次為核心燃料UO2層，緩沖碳層Buffer 層、致密熱解碳層IpyC層、SiC層和致密熱解碳層OpyC層.TRISO顆粒各包覆層的作用都不盡相同.整體上，TRISO 顆粒的多層包覆結構為裂變產物提供了非常大的容納空間和緩沖作用.因此，TRISO燃料顆粒彌散于SiC基體中形成的FCM
蘭州理工大學學報 2022年2期2022-05-08
- 大晶粒UO2-SiC燃料芯塊制備及高溫氧化性能研究
2］，降低了燃料芯塊到冷卻劑的能量傳輸效率，產生很高的芯塊中心溫度、較大的溫度梯度和嚴重的熱應力，嚴重時會導致燃料芯塊開裂及裂變氣體釋放，從而限制其在反應堆中的使用壽命，在冷卻劑失效事故時容易造成重大安全事故，日本福島核事故很大程度上就與燃料棒散熱問題有關［3］。針對現有商用反應堆在事故工況下的本質安全性要求，美國能源部發起了“耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）研發計劃”，ATF是指與目前的燃料體系相比，能夠在較長時間內抵抗
核技術 2022年4期2022-04-24
- 壓水堆燃料棒芯塊事故后傳熱的簡化分析
劍剛壓水堆燃料棒芯塊事故后傳熱的簡化分析齊宇博，張偉，于江，南金秋，趙劍剛（中廣核研研究院有限公司，廣東 深圳 518124）壓水堆核電廠在嚴重事故下，堆芯換熱條件惡劣，此時包含衰變熱的堆芯非穩態傳熱分析過程較為復雜。本文以大亞灣核電廠M310機組一回路熱段雙端斷裂為假想工況，用簡化分析方法研究事故后衰變熱的傳遞情況，獲得了含時間變量的溫度場簡化計算公式。采用ANSYS有限元分析軟件，用非簡化分析的方法計算分析，兩種方法對比驗證。研究結果顯示：在一定條件下
核科學與工程 2022年1期2022-04-07
- 重水堆核燃料芯塊質量過程控制研究
12月建成投產。芯塊作為燃料棒束的重要組成部分，其質量水平直接決定著核燃料棒束在反應堆內的運行穩定性。為不斷提高產品實體質量，降低質量風險，進一步保證棒束焊接質量，本文開展了重水堆核燃料芯塊質量過程控制研究。1 重水堆芯塊質量控制分析1.1 工藝介紹重水堆芯塊生產線主要工序包括制粒成型、燒結、磨削以及排長裝管[1]。其中：制粒成型和燒結工序為常規的粉末冶金工藝，目的是將天然UO2粉末制備成水浸密度、金相、化學成分等技術指標符合要求的芯塊；磨削和排長裝管工序
現代制造技術與裝備 2022年2期2022-03-19
- 俄啟動耐事故核燃料第四個輻照周期測試
，含有2 種燃料芯塊和2 種包殼：燃料芯塊分別是傳統二氧化鈾芯塊和具有更高鈾密度和導熱性的鈾鉬合金芯塊；包殼分別是帶鉻涂層的鋯合金包殼和鉻鎳合金包殼。這些芯塊和包殼組成了4種燃料棒。每個燃料組件包含24根具有不同材料組合的燃料棒。這些燃料組件于2019年1月裝入MIR研究堆，在“盡可能接近”商業壓水堆機組運行工況的條件下進行測試。羅斯托夫核電廠2 號機組2021 年9 月在裝填了首批耐事故燃料棒后重啟，正式啟動了耐事故燃料在商業機組中的首次輻照測試。在此次
國外核新聞 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得兩項重要進展
是成功完成硅化鈾芯塊制造技術的研發，未來將在Elemash機械制造廠啟動這種芯塊的制造；二是成功制造碳化硅復合材料核燃料包殼樣品。硅化鈾芯塊與傳統的氧化鈾芯塊相比，硅化鈾芯塊擁有三種優勢：一是密度大，鈾含量高，有助于在不提高鈾-235豐度的情況下延長核電機組換料周期；二是導熱系數高，熱容量低，有利于在緊急情況下排出堆芯余熱，并降低燃料包殼溫度；三是運行溫度較低，有利于提高燃料性能。碳化硅復合材料燃料包殼基于碳化硅的材料具有較高的機械強度、耐磨性、導熱性、耐
國外核新聞 2022年2期2022-02-08
- 基于振動方式的燃料棒自動裝管工藝研究
0）0 引言燃料芯塊進入包殼管是壓水堆燃料組件燃料棒生產過程中的一項重要工序。目前，通用的燃料芯塊裝管方法有人工推進裝管、傾斜式裝管、水平振動式裝管和轉鼓預裝式裝管[1]。在實際工程應用上采用人工推進方法最為常見，但該方法存在裝管效率較慢、燃料芯塊易碰損、難以保證裝管質量等缺點。為提高燃料芯塊裝管過程的穩定性和可靠性，考慮采用振動非推力方式使芯塊自動裝入包殼管中。通過研制燃料棒自動裝管裝裝置，開展燃料芯塊自動入包殼管的工藝研究，分析震動方式對燃料芯塊外觀、
中國新技術新產品 2021年17期2021-11-23
- 大晶粒UO2芯塊及包殼涂層對燃料棒設計準則的影響分析
，為了解決UO2芯塊-Zr 合金包殼燃料體系在嚴重事故下的安全性問題，國際核工業界提出了耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的概念，并投入大量資源開始了研發設計［1?3］。ATF 一般是以替換現有的及即將建造的商業輕水反應堆中的傳統UO2芯塊-Zr合金包殼燃料組件、提升反應堆的安全性為目的進行研發的。在眾多ATF 概念設計中，既有對原有UO2芯塊和鋯合金包殼材料進行改進的方案，也有徹底拋棄UO2燃料和Zr合金材料而使用新材料設
核技術 2021年11期2021-11-22
- 助燒劑增大UO2芯塊晶粒研究進展
棒內的壓力升高，芯塊腫脹使燃料包殼相互作用(PCI)效應增強，進而影響核燃料的安全運行[1]。根據相關堆型設計要求，UO2芯塊的晶粒尺寸及氣孔分布是燃料設計中重點考量指標。大晶粒芯塊更抗密實化，增加了輻照條件下裂變氣體由晶粒內部到晶粒邊界擴散的平均路程，延緩了裂變氣體在晶界的析出。同時，隨晶粒的增大，單位晶界面積減少，進而可降低裂變氣體的釋放量；而且適當增加芯塊晶粒尺寸可提高輻照條件下的抗蠕變能力。為此，設計制造性能優良的大晶粒UO2燃料芯塊是解決這一問題
鈾礦冶 2021年4期2021-11-10
- 模擬乏燃料的氧化揮發首端工藝研究
殆盡的UO2陶瓷芯塊首先需要與耐腐蝕的包殼鋯管分離，才能進入后處理分離的主流程循環，這一過程也稱為乏燃料的首端工藝。目前在大型水法后處理廠中，通常將乏燃料元件剪切成2～3 cm的短段，然后置于沸騰或者近沸騰的濃硝酸中將UO2溶解，移去不溶的鋯包殼后，可采用經典的PUREX流程對鈾钚燃料進行回收。但是，這一后處理首端工藝對剪切機刀頭材料耐磨性能和機械部件的可靠性、以及容器的耐腐蝕和安全性均提出了極高的要求[3]。針對這一問題，國外研究學者提出了乏燃料后處理的
核化學與放射化學 2021年5期2021-11-08
- 芯塊年齡對燃料棒富集度檢測的影響研究
燒結成型的陶瓷體芯塊，再將UO2芯塊裝入鋯合金包殼管，然后使包殼管兩端進行端塞密封焊接，并在燃料棒內充入適量氦氣以平衡內外壓力形成。在反應堆運行時，燃料棒內芯塊235U富集度的不均會導致發熱功率分布不均而產生局部熱點，嚴重時使燃料棒包殼破損，造成放射性泄漏[2]。因此，在燃料棒生產時，不同富集度的UO2芯塊分批制造，并嚴格管理，嚴禁發生非設計要求的不同富集度UO2芯塊混裝事件。為了防止燃料棒制造過程中異常富集度的UO2芯塊裝入，需對成品燃料棒進行在線100
原子能科學技術 2021年10期2021-10-09
- 核燃料芯塊自動裝載系統的研制
系統運用于核燃料芯塊[5-7]的生產中。在芯塊的生產過程中，壓制出的生坯在進入下一工序前要進行裝載。自動裝載是實現系統與整個生產線“無縫”連接的過程。在生產過程中，可對生產現場的工藝參數進行采集、監視和記錄，為提高產品的質量、降低成本提供信息和依據。目前芯塊生產均采用豎立燒結的方式，芯塊豎立在鉬隔板上，層與層之間用鉬隔板分開。芯塊橫置燒結[8]是在鉬舟底部放置一塊波紋形鉬板，芯塊橫放在波紋形鉬板上，然后上層芯塊直接累放在下層芯塊上，層與層之間沒有鉬隔板。由
機械工程師 2021年9期2021-09-25
- UO2-不銹鋼燃料棒的光纖激光切割研究
酸溶解，實現燃料芯塊和包殼材料的分離。機械-化學分離法(切斷-浸出法)適用于處理包殼材料不溶于硝酸的燃料元件，以及鋯及其合金包殼、不銹鋼包殼，是動力堆乏燃料元件典型的處理方法。其中剪切工藝及剪切設備性能是影響這一處理過程的關鍵因素。機械剪切機是當前國際上應用最廣泛的一種乏燃料組件解體及剪切設備，是通過刀具直接作用于乏燃料組件實現解體和剪切，包括立式送料和臥式送料兩種方式。如法國的UP3后處理廠采用水平進料、整體切割的剪切機實現乏燃料組件的解體及燃料棒的剪切
原子能科學技術 2021年8期2021-08-02
- UO2 芯塊磨削新型上料裝置的研制
0 引言在UO2芯塊的制造過程中，燒結出舟進入磨削舟庫，舟庫自動要料，通過翻轉倒料、振動給料進入磨床完成芯塊磨削，再經過在線清洗烘干、激光檢測、自動剔除完成產品清洗與自檢過程。 上料過程中燒結塊存在大量碎塊，碎塊進入磨床后，將會堵塞芯塊傳輸通道，需要頻繁將設備停機進行處理，尤其是清洗架的拆卸和清理，降低磨削效率，甚至損壞設備，進而影響芯塊的直徑控制，并易造成未磨削、過磨、大小頭、粗糙度等芯塊磨削缺陷的出現。 此外，處理過程中操作人員長時間的開放式作業，嚴重
科技視界 2021年8期2021-04-24
- 流量分配比對環形燃料芯塊傳熱特性影響數值模擬研究
外兩個冷卻通道，芯塊將熱量分為兩部分傳遞至內外通道，進行雙面冷卻，冷卻能力得到大幅提升，同時縮短了芯塊徑向傳熱距離，有效降低了芯塊最高溫度[1-3]。早在2001年麻省理工學院(MIT)就率先提出了壓水堆環形燃料的概念[4]，據其研究結果顯示，環形燃料可在增強壓水堆安全性的同時，將堆芯功率密度提升20%～50%[5]；韓國曾計劃使用環形燃料升級其OPR-1000堆芯[6]，韓國原子力研究所進行了初步研究。但受各國核電政策和福島核事故的影響，MIT和韓國原子
原子能科學技術 2021年4期2021-04-20
- 薄壁環形UO2芯塊燒結變形研究
00)環形UO2芯塊制備工藝屬于核燃料循環中的陶瓷燃料芯塊制造領域。相比于實心芯塊，環形燃料具有內、外雙層包殼，其表面積與體積的比值更大，且能夠內外同時傳熱，具有更好的導熱性[1]15-19，可提高堆芯功率20%～50%[2]35。環形燃料在技術性和安全性方面可行[3-4]，且其經濟性也比實心燃料更具吸引力，是未來核電燃料發展的方向之一。為提高燃料組件的功率[5]285和導熱效率，環形燃料芯塊多為薄壁芯塊。燒結變形會嚴重影響核燃料芯塊的直徑變化，芯塊容易出
鈾礦冶 2021年1期2021-03-01
- UO2-x燃料芯塊的晶粒生長動力學
3)在UO2燃料芯塊的燒結過程中，晶粒尺寸控制十分重要，因為晶粒尺寸及其分布均勻性不僅影響燃料芯塊的最終致密化程度、氣孔尺寸分布、物理和力學性能，且影響燃料芯塊在堆內輻照時的熱導率、裂變氣體釋放率等[1-13]。輕水堆UO2+x燃料芯塊的工業生產技術已非常成熟，其設計參數一般為：密度93.5%TD～96.0%TD(TD為理論密度)，O與U的原子個數比(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。對于先進壓水堆U
原子能科學技術 2021年2期2021-02-03
- 燒結氣氛對MOX燃料芯塊性能的影響
Oxide)燃料芯塊，是氧化鈾和氧化钚混合燃料（Mixed uranium and plutonium oxide fuel）芯塊的簡稱，是MOX 燃料組件的主要組成部分。MOX燃料的開發可以和平利用工業钚，是實現核燃料循環利用的關鍵環節。MOX 燃料芯塊由二氧化鈾和氧化钚混合粉末制備而成，制備工藝主要包括粉末處理、壓制成型和芯塊燒結三個環節。目前，MOX 燃料粉末處理采用的方法主要有兩種：第一種是機械混合法；第二種是共沉淀法［1］。機械混合法是指按要求的
核技術 2020年11期2020-11-17
- 鎢基二氧化鈾芯塊的熱膨脹研究
備UO2-W燃料芯塊并測定其熱膨脹數據，為空間核動力反應堆的設計和制造提供參考依據。1 實驗原料實驗用主要原料包括UO2粉末（中核建中燃料元件有限公司，純度>99.85%），金屬W粉末（美國阿拉丁工業公司，純度>99.9%），W塊（北京中諾新材科技有限公司，99.999%），高純H2/Ar氣體、Ar氣（北京氦普北分氣體工業有限公司，純度>99.999%）。1.1 UO2-W芯塊制備按設計配比稱量UO2粉末與金屬W粉，一起加入氧化鋯球磨罐中，加入氧化鋯磨球。
世界有色金屬 2020年14期2020-10-22
- UO2芯塊在硝酸溶液中的溶解反應動力學
年來，有關UO2芯塊在HNO3溶液中的溶解行為的研究已有很多[1-6]，但尚未給出明確的反應機制；另外，在溶解速率動力學計算方面，所得速率方程參數計算結果比較離散。UO2芯塊在硝酸溶液中的溶解表觀動力學參數差異較大[7]，如H+反應級數1～3.3級，反應活化能15～97.5 kJ/mol。硝酸反應級數和反應活化能是這一反應的重要指標，分別表征酸度和溫度對溶解反應的影響程度。離散的動力學數據說明，不同研究對試驗數據的處理方法有較大差異；特別是在固體表面積無法
濕法冶金 2020年5期2020-10-12
- 破損燃料棒二次氫化行為觀察與分析
棒內部，遇到高溫芯塊汽化成水蒸氣，水蒸氣由于鋯-水反應、UO2芯塊氧化、輻射分解等原因生成H2。當局部芯-包間隙內的水蒸氣消耗速度過快，造成H2/H2O比值持續升高，達到某一臨界值時，會在鋯合金內壁某一缺陷部位(如氧化膜破裂部位)快速吸氫從而導致二次氫化破損發生。二次氫化破損是導致燃料棒發生嚴重破損的重要原因[1-4]。國內核電站在運行過程中也發生過燃料元件破損問題。本研究小組針對實際工況下的破損燃料棒，在中國原子能科學研究院燃料與材料檢驗設施(303熱室
原子能科學技術 2020年8期2020-08-10
- 環形燃料芯塊一維穩態溫度場計算方法研究
001）環形燃料芯塊具有優越的經濟型和安全性［1］，受到了國內外的廣泛關注。美國已將環形燃料確定為新一代核電燃料進行研發，且將其作為美國現役核電站延壽至80年研究計劃中的首選燃料，麻省理工學院（Massachusetts Institute of Technology）針對環形燃料元件應用壓水堆以提升堆芯功率密度做了深入研究［2-4］；韓國原子能科學研究所、中國原子能科學研究院分別對韓國標準型核電站“OPR1000”堆芯和秦山二期反應堆堆芯在不改變原有燃料
核技術 2020年6期2020-06-15
- 快堆燃料芯塊壓制成型技術研究
掌握了MOX燃料芯塊的實驗室制造技術。MOX燃料元件的制造主要包括MOX燃料芯塊制造、燃料棒制造和組件組裝3個步驟。其中MOX燃料芯塊制造是MOX燃料組件的基礎和核心，一般采用粉末冶金工藝，提高鈾钚同位素分布均勻性，控制氧金屬比(O/M)、燒結密度等性能指標，粉末預處理、生坯成型和芯塊燒結等工藝是制造MOX燃料芯塊的關鍵技術環節。粉體生坯成型工藝主要分普通模壓成型和特殊成型兩大類[2]。普通模壓成型分為單向壓制和雙向壓制兩種方法，特殊成型主要分為等靜壓成型
原子能科學技術 2020年5期2020-05-30
- 鈾芯塊的核法證分析及初步溯源
核反應堆燃料的鈾芯塊成為非法走私的對象之一。2003年曾分別在立陶宛和捷克共和國截獲了非法走私的鈾芯塊，德國超鈾元素研究所(ITU)采用核法證分析技術，初步判斷了走私鈾芯塊的可能用途、鈾濃縮日期和產地等[1]。本工作以二氧化鈾芯塊為分析對象，采用核法證學分析技術分析及尋找鈾芯塊的核法證特征指紋信息。這些特征指紋信息有可能包含原材料的產地、芯塊生產地及生產工藝等信息，可對鈾芯塊進行產地及工藝溯源。鑒于無法根據單一的特征指紋或某一固定的分析流程進行核材料溯源[
原子能科學技術 2020年2期2020-02-25
- 鉛冷快堆燃料棒芯塊熱裂紋機理與數值模擬
熱疲勞以外，燃料芯塊常常發生熱疲勞裂紋。鉛冷快堆燃料芯塊多采用二氧化鈾陶瓷材料，材料抗拉能力差、抗壓能力好，所以燃料芯塊會在內外高溫差下產生較大的拉應力引起表面裂紋現象，遺憾的是目前這一方面中外研究的很少。在核反應堆啟動初期，燃料芯塊常常會因為熱應力而發生表面破裂[1]。Michel等[2]通過預設裂紋對燃料芯塊的開裂進行了分析；Oguma[3]建立了燃料芯塊的二維熱力模型，研究了燃料芯塊在產熱功率升高過程中的開裂情況；Chao等[4]分析了燃料芯塊和包殼
科學技術與工程 2020年36期2020-02-04
- 核電廠全陶瓷微封裝彌散燃料研發
的固有缺陷,包括芯塊導熱性能差、事故狀態下發生鋯水反應產生氫氣等。因此,在福島核事故后,業界提出了事故容錯燃料(ATF)的概念。設計ATF燃料的基本要求是：在設計基準事故和超基準事故工況下,與UO2-Zr燃料相比,ATF燃料能夠抵御高溫、滯留裂變產物、減緩可燃氣體(H2)產生速率或徹底消除可燃氣體釋放、保持堆芯可冷卻能力,從本質上減緩或杜絕反應堆在事故工況發生氫爆和堆芯熔化的可能。ATF燃料的概念一經提出,立刻得到了業界的廣泛關注和高度認可。美、法、日等核
中國核電 2019年5期2019-11-26
- 反應堆II類瞬態工況燃料棒包殼應變分析研究
下能實現其功能。芯塊-包殼之間的相互作用是包殼產生應力的主要根源，同時也是引起燃料棒失效的重要原因。影響芯塊和包殼之間的力學行為的因素很多，芯塊的熱膨脹、破裂、翹起、腫脹以及碎塊的重新定位都有可能引起包殼的變形。從實際堆內運行角度來說，短時間內的功率提升，熱應力會引起芯塊的碎裂，隨著外圍的裂紋張開會進一步引起包殼中產生應力梯度，經過多次循環，造成包殼破損[1-3]。在燃料棒設計過程中，通常采用包殼應變準則來防止一部分芯塊-包殼相互作用引起的破損。本文采用自
應用科技 2019年5期2019-09-16
- 燃料棒性能分析軟件FRIPAC評估
，包括內壓準則、芯塊中心溫度準則、腐蝕準則、應變準則等，以規定燃料棒運行的性能要求。由于在反應堆運行過程中，燃料棒處于高溫、高壓、強中子輻射的惡劣工作環境中，且燃料芯塊、包殼在功率水平及中子注量變化的情況下涉及到的物理、化學、熱學和力學現象及其形成機理均非常復雜，無法直接觀測或簡單計算它們隨功率和燃耗變化的情況，這更加劇了對燃料棒的綜合性能進行預測分析的難度。對此，國際上通常利用燃料棒性能分析軟件，通過建立一系列熱學、力學模型對燃料芯塊、包殼的堆內行為進行
原子能科學技術 2019年5期2019-05-17
- UO2復合燃料芯塊導熱性能有限元模擬
00076)燃料芯塊是核反應堆燃料元件的關鍵組成部分，是整個核電站的基礎和動力源，其性能的優劣本質上影響著核電站的安全性、可靠性和經濟性。UO2是目前通用的大型商業水堆燃料芯塊材料，這種燃料顯示了很多獨特的優良品質[1-2]。然而，隨著福島核事故的發生，世界各國都開始重新審視目前UO2燃料芯塊的安全性。事實表明，目前的燃料體系存在著難以避免的安全隱患：UO2陶瓷燃料的熱導率很低，僅為金屬鈾的十幾分之一。因此，燃料芯塊的內部和表面之間存在陡峭的溫度梯度。這不
原子能科學技術 2019年3期2019-04-22
- 二氧化鈾基事故容錯燃料芯塊研究進展
廣泛應用的核燃料芯塊材料[2]。UO2具有熔點高、各向同性、輻照穩定性好、對水的抗腐蝕性好以及與包殼材料相容性好等優點。其不足之處在于熱導率低，工作時燃料芯塊內部溫度梯度陡峭，易導致芯塊內部熱應力增大以及裂變氣體釋放等問題[3]，對核電站的安全造成隱患，這也是導致福島核事故的原因之一。因此，為了提升核反應堆的安全性、改進核燃料的燃耗、降低核電成本，制備新型事故容錯燃料芯塊具有重要的意義。目前有若干技術路線，如摻雜型高熱導率UO2芯塊、大晶粒UO2芯塊、鈾硅
中國材料進展 2019年1期2019-02-25
- ATF研發的一些問題與分析
及國內ATF燃料芯塊和包殼的研發現狀，分析了目前ATF研發存在的關于研究目標、技術路線及應用目標的主要問題，重點闡述了對ATF燃料研發的一些建議與思考?！続bstract】 This paper introduces the basic requirements of ATF fuel and the research and development status of ATF pellet and cladding at home and abroad.
中小企業管理與科技·中旬刊 2017年5期2017-06-06
- UO2-納米金剛石燃料芯塊制備工藝研究
-納米金剛石燃料芯塊制備工藝研究李強 尹邦躍（中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究部，北京 102413）UO2燃料由于其綜合性能好，是壓水堆采用的主要核燃料。但UO2燃料熱導率較低、在反應堆功率變化時，芯塊會產生裂紋。提高UO2燃料的熱導率，可以改善事故工況下的安全性。在UO2燃料中摻雜高熔點、高熱導的第二相來提高芯塊熱導率是目前國外研究熱點。在UO2中添加納米金剛石有望提高UO2燃料的導熱性能，從而減少核燃料棒破損風險。本論文探索了UO2-納米金剛
中國科技縱橫 2016年17期2016-10-20
- 高溫低溫度梯度場下UO2芯塊氣孔遷移計算研究
力反應堆燃料元件芯塊中的原始氣孔率遷移進行了建模分析，計算了一年時間內溫度場、氣孔遷移速度、氣孔率和柱狀晶區范圍隨時間和位置的變化關系，并辨析了這些數值與快堆芯塊重結構中氣孔演化特點的區別。計算結果顯示：芯塊重結構使芯塊整體溫度降低，芯塊內側降低更明顯；氣孔遷移速率從內側向邊緣先增加后減少，最大速率約0.4 nm/s；氣孔率內側增加至1同時外側降低至最小值；柱狀晶從距內側約2/5厚度處開始形成；柱狀晶范圍變化及氣孔率達到穩定時間尺度與已有的實驗結果相似。關
科技創新導報 2016年11期2016-05-30
- 哈原將為中廣核提供核燃料
核集團提供核燃料芯塊和核燃料組件。燃料芯塊根據哈原網站2016年9月2日公布的信息，在哈薩克斯坦總統納扎爾·巴耶夫近期對中國進行工作訪問期間，烏爾巴冶金廠(UMP)與中廣核鈾業發展有限公司簽署核燃料芯塊供應協議。根據這份協議，哈方將在2016—2018年向中方提供燃料芯塊，合同顯示的芯塊數量為180噸。雙方還就哈方在2024年之前提供燃料芯塊的時間進行磋商并達成一致。燃料組件另據英國《國際核工程》網站2016年9月7日報道，哈原9月2日表示，一座為中國核電
國外核新聞 2016年9期2016-03-19
- UO2芯塊熱穩定性試驗密度測定比對
4000?UO2芯塊熱穩定性試驗密度測定比對黃海 身份證號：460035198104280716，四川宜賓644000摘要二氧化鈾芯塊在規定的氣氛（氫氣或氬氫混合氣）和溫度條件下，進行一定時間的再燒結。通過測量芯塊的密度變化值或直徑變化值，評價芯塊的熱穩定性，以預測燃料芯塊在堆內的密實化程度。AFA3G燃料組件二氧化鈾芯塊通常在熱穩定性試驗時，測定芯塊的密度時采用浸漬液方法，未采用幾何密度法，幾何密度法更快速、簡便和實用性。關鍵詞AFA3G燃料組件二氧化鈾
科技傳播 2016年2期2016-03-17
- 芯塊-包殼間隙對燃料棒溫度場影響的數值模擬
能，燃料棒設計時芯塊和包殼的幾何尺寸需滿足公差要求，該公差決定了燃料棒裝配時的芯塊-包殼間隙，并允許間隙在一定允許范圍內變動。芯塊-包殼間隙在燃料裝管時以及在運行過程中補償燃料芯塊熱膨脹和腫脹是必要的，而且合適的芯塊-包殼間隙設計是避免堆內運行時芯塊-包殼相互作用[5]（Pellet-Cladding Mechanical Interaction，PCMI）的有效基礎。燃料棒設計準則中對燃料芯塊的中心溫度進行限制以保證包殼的完整性[6]。芯塊-包殼間隙和燃
科技視界 2015年27期2015-12-22
- 自由渦輪二級導向器精密鑄造工藝研究
體組合法、可溶性芯塊整體成形法。（1）鋼體活塊法 優點：鑄件尺寸精度高，生產效率高。缺點：模具設計制造周期長，制造費用高，且受鑄件結構的限制。（2）單體葉片蠟模與盤體組合法 優點：模具結構簡單，制造費用低。缺點：組合夾具精度要求高，組合采用蠟型焊接和膠合法連接，工序較復雜，受環境及人為因素影響較大。（3）可溶性芯塊整體成形法 優點：模具結構簡單，制造費用低，精度高，受環境影響小。缺點：生產率低。經分析比較，我們選取了第三種方案，這種方法關鍵是芯塊模具及芯塊
金屬加工(熱加工) 2014年5期2014-11-24
- 環形薄壁Al-UO2彌散芯塊的制備工藝
20%UO2彌散芯塊的熱壓燒結和無壓燒結工藝，對Al-UO2彌散芯塊的密度、相結構、元素分布均勻性、外形尺寸精度等性能進行檢測分析，以研制不經研磨加工就可直接裝管密封制成靶件的彌散芯塊。1 實驗Al粉的純度大于99.9%，中位粒度約30 μm。UO2粉末的純度大于99.5%，中位粒度約3 μm。彌散芯塊的設計成分為Al-20%UO2，設計芯塊外徑52.8～58.3 mm、內徑45.2～50.3 mm、壁厚3.8～4.0 mm、高10～20 mm。真空熱壓燒
原子能科學技術 2014年11期2014-08-08
- 燃料元件瞬態性能分析程序FTPAC驗證及應用
略軸向導熱，因此芯塊和包殼中熱傳導可用下述方程描述：該方程的邊界條件如下：其中：T 為溫度，K；t為時間，s；q 為體積熱源，W／m3；，cp為 材 料 比 定 壓 熱 容，J／（kg·K）；ρ為密度，kg／m3；k為導熱系數，W／（m·K·s）；ro為包殼外表半徑，m；Ts為包殼外表溫度，K。FTPAC采用有限容積法對一維熱傳導方程采用隱式差分格式離散求解。1.2 力學模型FTPAC的力學模型不考慮應力導致的燃料變形，主要考慮小變形、小應變的情況，模型假
原子能科學技術 2014年1期2014-03-20
- 二氧化鈾粉末和芯塊鈾含量及氧鈾原子比的測定
工程中要求UO2芯塊氧鈾比參數極其嚴格，準確測定氧鈾比對了解鈾氧體系及控制燃料生產是極其重要的。氧鈾比和鈾含量測定方法有很多種，如準確測量試樣中4、6價鈾的庫侖法(暢欣等，2005)、極譜法、電位法及熱重法(Florence，1976;李偉秋，2005)等，目前，國際上多數國家采用熱重、雜質校正法測量二氧化鈾芯塊中氧鈾比和鈾含量。其中熱重法根據脫水及稱量環境差異也有不同的方法。我國國家標準方法(國家技術監督局，1989)就是一定溫度下的保護氣氛中稱取試樣質
東華理工大學學報(自然科學版) 2013年2期2013-03-26
- 中子照相技術在核燃料元件無損檢測中的應用
內部結構缺陷(如芯塊變形、破損等)的無損檢測[7]。(2)區分同位素和臨近元素：中子反應截面與原子序數無關，可以區分同位素和原子序數臨近元素。中子照相可用于檢測核燃料中235U的富集度以及快堆 MOX燃料中的 PuO2團簇分布[8-10]。(3)檢測元件包殼氫聚狀態：中子對氫等較輕元素敏感，中子照相可以檢測鋯合金包殼外層的氫聚狀態，并可定量測量氫聚含量[10]。目前，中子照相作為一種有效的核燃料元件研究和質量控制手段，在瑞士、法國、德國、美國、澳大利亞、日
核技術 2012年11期2012-09-23