陶瓷基事故容错燃料的烧结技术研究进展

事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)自福岛核事件以来受到了广泛关注。以UO_(2)为代表的陶瓷基ATF因其高熔点、优异的抗辐照性能和化学稳定性等优势,是当前核燃料的研究主流。然而,陶瓷基ATF仍面临制备工艺复杂、成本较高等挑战。研究人员采用放电等离子烧结、闪烧等新型烧结技术制备陶瓷基ATF,在缩短烧结时间、降低烧结温度方面获得了进展。通过对UO_(2)基、UN基、U_(3)Si_(2)基、UC基等几种典型的ATF的烧结技术进行了分析归纳,探讨了不同烧结技术的特点和发展前景,并对未来开发ATF进行了展望。

基于事故容错燃料的高燃耗组件研究进展

针对核电高经济性和高安全性的目标,高燃耗(大于62 GWd/MTU)成为核燃料的发展趋势,然而,燃耗加深势必会导致芯块和包壳性能衰退甚至失效,引发安全隐患。本文首先回顾和梳理高燃耗状态传统UO_(2)芯块-Zr合金包壳核燃料系统所面临的挑战,如芯块边缘高燃耗结构(HBS)形成-迅速扩展、裂变气体释放份额增大、燃料棒内压增大、包壳腐蚀和吸氢量加剧以及失水事故(LOCA)工况芯块碎裂-迁移-重置现象等,并以相关问题为切入点厘清关键对策。然后,归纳总结现阶段核工业界近期型事故容错燃料(ATF)方案研究进展和成果,重点阐述主流Cr涂层锆合金包壳和大晶粒UO_(2)芯块ATF候选材料的关键服役性能,包括裂变气体释放、芯块-包壳接触压力、包壳水侧腐蚀及高温蒸汽氧化-淬火行为等。同时,对比分析Cr涂层锆合金包壳+大晶粒UO_(2)芯块相较于传统核燃料系统服役优势,尤其是高燃耗状态,研究表明近期型ATF方案在高燃耗项目中极具应用潜力。本文概述的内容有助于加深核工业工作者对高燃耗项目的理解,同时为我国自主研发ATF和高燃耗项目相结合提供参考,助力提升核电经济性、安全性与可靠性。

事故容错燃料包壳材料在水化学环境中的动水腐蚀试验

为了掌握事故容错燃料(ATF)包壳材料的耐动水腐蚀性能,搭建了专设台架以模拟堆芯部位的热工水力环境和水化学环境。针对普通Zr合金及涂覆Cr金属涂层的Zr合金、FeCrAl合金等ATF包壳候选材料在空管条件和内置电加热棒条件下分别开展动水腐蚀试验。结果表明:这三种材料在水化学环境中经动水腐蚀28 d后表面均未产生明显的氧化膜,表明各材料均有较好的短期耐蚀性;与空管条件相比,在内置电加热棒条件下,Zr合金和涂覆Cr金属涂层的Zr合金表面的颗粒状氧化产物更密集,抗氧化性能更优;在空管条件和内置电加热棒条件下,涂覆Cr金属涂层的Zr合金相较于普通Zr合金具有更好的耐蚀性,但在内置电加热棒条件下,两种材料表面均检测到其他相,有待进一步研究。

二氧化铀基事故容错燃料芯块研究进展

福岛核事故之后,现有核电站面对重大事故的固有安全性不足还是引起了世界核能研究领域的高度重视,事故容错燃料(accident tolerant fuel,ATF)的概念也由此产生。事故容错燃料能够在较长时间内抵抗冷却剂丧失事故,还能保持或提高正常工况下的性能。考虑到二氧化铀(UO_2)是目前在核反应堆中得到大规模应用的核燃料,在不影响UO_2中子特性的前提下提高其热导率成为近期最有可能得到应用的技术。因此,在众多事故容错燃料体系中,UO2基事故容错燃料成为目前研究的重点。主要针对目前UO_2基事故容错燃料芯块的研究进展进行了综述。

事故容错燃料结构对导热性能影响的计算

事故容错热导率增强型核燃料的研究关注点主要在于制备工艺的优化和导热性能的改善,而微观结构的调控是改善导热性能的主要手段之一。目前国内外提出的事故容错燃料,主要是在基体颗粒中添加高热导率的颗粒以提高容错燃料的热导率。本文建立了事故容错燃料的三维有限元模型,采用Ansys Workbench对不同容错燃料热导率进行数值模拟,计算分析了二氧化铀基体中添加氧化铍颗粒时,颗粒的形状、空间取向、排列方式、大小等对热导率的影响,获得了热导率随氧化铍颗粒形状、空间取向、排列方式、大小等变化的规律。

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U^(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的^(238)U含量,U^(15)N无明显经济性优势。

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析

事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故(LBLOCA)设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO_2-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知:相较于传统UO 2芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。

事故容错燃料包壳Fe-Cr-Al合金α-α′相分离的研究进展

2011年日本福岛核事故后,国内外研究者迫切希望开发出能够代替传统Zr合金的包壳材料,以提升核反应堆的事故容错能力。Fe-Cr-Al合金因具有良好的加工性能、较好的抗辐照性能、优良的抗高温氧化性能和耐常规腐蚀性能等优点,成为事故容错燃料(ATF)包壳的候选材料之一。然而,现有的Fe-Cr-Al合金仍难以满足核反应堆包壳材料的性能要求,其中Fe-Cr-Al合金的α-α′相分离始终是制约其发展的关键因素。本文综述了近年来国内外有关Fe-Cr-Al合金在热时效或辐照条件下发生α-α′相分离的研究现状,分析了引起α-α′相分离的主要原因,提出了目前α-α′相分离研究存在的问题以及未来主要的研究方向。

事故容错燃料包壳用Mo合金的研究进展

2011年发生福岛严重核事故后,锆合金包壳材料的安全可靠性受到严重的质疑,国内外对事故容错燃料(ATF)开始了广泛的研究。Mo合金由于其优异的高温性能成为了ATF的候选包壳材料之一。本文综述了Mo合金包壳材料在高温氧化性能,力学性能,抗辐照性能,中子经济性能以及加工和焊接性能方面的研究进展,并指出在工业应用中面临的挑战,最后展望了Mo合金在ATF包壳材料中的应用前景。

事故容错燃料包壳候选材料的研究现状及展望

2011年福岛核电站事故中,反应堆堆芯燃料中的锆合金包壳在事故工况下与高温水蒸汽发生剧烈氧化反应继而产生大量的氢气和热量,最终导致反应堆堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成极大负面影响。自此之后,国内外纷纷展开对事故容错燃料的研究开发。相较于传统的UO2-Zr合金燃料体系,事故容错燃料能够在反应堆正常运行工况下维持或提高燃料性能,并在事故发生后相当长的一段时间内维持堆芯完整性,提供足够的时间裕量来采取事故应对措施。反应堆堆芯环境非常极端,包壳长期处于高温高压腐蚀介质中,同时还受到中子辐照的影响,因此新型包壳材料需要较好的耐腐蚀性和辐照稳定性。经不同研究者的研究评估,目前能够替代Zr合金的事故容错燃料包壳材料可分为陶瓷材料和金属材料两类:陶瓷材料主要以SiC/SiC复合材料为代表;金属材料主要有以FeCrAl为代表的Fe基合金和以Mo为代表的难熔金属及其合金。上述三种替代Zr包壳的材料各有其利弊,均未达到工程应用水平,并且都存在待解决的关键性问题。其中,FeCrAl合金的研发进展最快,目前在热学性能、力学性能、抗腐蚀性能、抗辐照性能等方面表现较好,但在工业加工和焊接等方面仍有待进一步改善。就SiC/SiC复合材料而言,由于SiC自身的高脆性而导致力学强度不足,不同的研究者提出了不同的结构设计思路试图降低包壳管失效概率,但包壳最终的结构设计仍未确定,而辐照引起的热导率急剧降低及连接密封和加工制造等方面还在不断研究中。Mo及Mo合金的力学性能和抗辐照性能较好,但自身抗腐蚀性较差,解决思路主要集中在提高钼纯度、调整合金的元素成分、进行表面涂层等方面。目前,对后两种材料包壳管的加工能力均未达到薄壁长管的工业制造水平。对于这几种候选包壳材料,需要建立属性数据库和一套完善的标准来衡量材料的质量。此外,还需开发相应的程序来评估包壳在堆内的行为。本文主要综述了SiC/SiC复合材料、FeCrAl合金、Mo及Mo合金三种候选包壳材料的研究进展,包括候选包壳材料的物理性质、耐腐蚀性能、力学性能、抗辐照性能、芯块-包壳力学与化学相互作用、在事故工况下的行为和工程应用等,综合分析了事故容错燃料包壳材料当前的研究现状,指出了各事故容错燃料包壳未来需集中解决的关键性问题。

Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展

自2011年日本福岛核事故后,事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点,旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一,其中,Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面,对Cr涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。首先,对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点,涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术,同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。其次,简单阐述了Cr涂层微观组织特征,重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为,以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等,并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。最后,对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。

事故容错燃料研发相关政策分析

本文通过全面梳理与分析事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,简称ATF)研发相关政策,指出现有政策以"制造强国战略"和"能源技术革命"为主线,事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。

事故容错燃料锆合金包壳表面Cr涂层厚度设计

在众多事故容错燃料(ATF)概念中,Cr涂层ATF是近期主流的方案之一。在确定了涂层材料和涂覆工艺之后,需要根据Cr涂层ATF的研发指标来设计涂层的厚度,然而目前未有针对Cr涂层厚度研究的公开报道。本文针对Cr涂层开展厚度设计研究,其基本原则是在满足性能指标的前提下,Cr涂层越薄越好,结合国内外相关试验数据,通过计算分析,重点研究Cr涂层厚度在磨损、腐蚀和高温氧化三个方面对包壳的性能影响。当Cr涂层厚度在10μm左右时,其可基本满足ATF设计要求,其中,磨损对涂层损耗最大,其次是大破口失水事故下的高温氧化。此外,还需要考虑涂层厚度不均匀性、涂覆工艺等其它因素对涂层厚度设计的影响。

LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究

事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAPTRAN-2.0程序,针对两种ATF包壳材料(FeCrAl和SiC),通过改进包壳材料热物性模型、包壳力学行为模型和氧化模型,开发了适用于ATF包壳材料的燃料棒性能瞬态分析程序。以MT-1实验台架的燃料棒为对象,对其失水事故(LOCA)工况进行计算分析,研究了ATF包壳材料在该事故工况下的热工水力瞬态响应特性。结果表明,相比传统的Zr-4合金包壳,ATF包壳材料不仅可以降低LOCA下的包壳峰值温度,还能延缓或防止包壳失效。

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO_(2)-Zr燃料,UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiC_f/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。

事故容错燃料包壳表面液滴碰撞行为及Leidenfrost现象实验研究

为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴散射的碎化、反弹和碎化5种;沉积属于核态沸腾换热,反弹和碎化属于膜态沸腾,带二次液滴散射的反弹和带二次液滴散射的碎化属于过渡沸腾换热;液滴的临界热流密度(CHF)温度与韦伯数(We)无关,而Leidenfrost温度随着We和固体表面蓄热系数的增大而增大;在膜态沸腾阶段,液滴的铺展行为与温度无关,随着We的增大,液滴铺展的更快,且能达到更高的铺展因子。

事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展

UO2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛“311”核事故的突发揭露了UO2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO2基体中添加一定量高热导第二相,开发热导率增强型UO2核燃料,此方法对工业体系的改动小,为近期事故容错核燃料的主要研究方向。现阶段,在热导率增强型UO2核燃料开发历程中,已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO2-SiC、UO2-BeO、UO2-金刚石以及UO2-Mo。其中,在UO2-SiC和UO2-金刚石体系中,对SiC以及金刚石与UO2的界面反应认识还不足,在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变对UO2热物理性能的作用规律尚未明晰。电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO2-SiC和UO2-金刚石的有效途径。在UO2-BeO体系中,前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO2具有优异的化学相容性以及良好的增强效果,UO2-BeO被视为具备工业应用前景的燃料体系,然而,铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的。在UO2-Mo体系中,Mo作为金属中最具潜力的添加材料,呈现三维网状分布,展现出优异的热导率增强作用,这种微结构还兼具持留裂变产物的优势;与其他几种添加材料相比,Mo的中子吸收截面较高,添加量应合理调控,相应的基础研究需持续跟进。目前,上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据。可将高通量制备、机器学习等引入UO2系核燃料的研制中,以加快热导率增强型UO2的工业化应用进程。本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO2核燃料的研究进展,分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍,分析了热导率增强型UO2面临的问题并展望了其应用前景,以期为研发轻水堆用事故容错燃料提供参考。

卡轴事故下事故容错燃料对核反应堆安全潜在影响分析

为分析卡轴工况下事故容错燃料(ATF)对反应堆安全的潜在影响,以中国改进型三环路压水堆(CPR1000)为参考电站,基于系统分析程序NUSOL-SYS进行了二次开发,研究了不同ATF组合在卡轴工况下的表现,并对ATF包壳表面特性变化可能引起的换热系数和临界热流密度(CHF)变化开展了敏感性分析。分析结果表明,在卡轴工况下,ATF包壳表面特性变化导致的换热系数和CHF变化会对芯块最高温度和包壳峰值温度(PCT)产生较大影响,热导率大的ATF芯块能极大地降低芯块温度,比热容大的ATF材料能降低PCT。