某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍

火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。

标准核燃料组件几何轮廓校准装置的研制

针对标准核燃料组件竖直状态下几何参数溯源需求,研制了一种标准核燃料组件几何轮廓校准装置。该装置以空间坐标测量为理念,利用多路接触式传感器作为轮廓测量采集单元,结合测量工作台高度位置获得轮廓坐标。通过直线度及扭转度测量与误差补偿,进一步提高了几何轮廓测量精度;并使用集成运动控制和专用测量软件,实现了标准核燃料组件几何轮廓参数(直线度、扭转度、垂直度、平行度)的自动检测。通过分析及实验验证,几何轮廓参数中直线度和平行度测量标准不确定度为0.01 mm,扭转度测量标准不确定度为0.007 mm,垂直度测量标准不确定度为0.017 mm,说明该装置能够满足标准核燃料组件的溯源需求。

清华大学核研院王志鹏 多元创新 拓宽核燃料产业发展之路

随着科技的飞速发展,核能在众多领域得到越来越广泛的应用,核燃料循环、核燃料后处理等很敏感的军民融合技术也应运而生。其中,锕系溶液化学研究已经成为国际核化学与放射化学领域的前沿,但我国在该领域的研究起步较晚,且高水平人才十分紧缺,迫切需要相关青年人才的快速成长。清华大学核研院王志鹏多年来在核燃料循环后处理--锕系及裂片元素分离/提取方向开展深入系统的研究,并在该领域取得众多创新成果。

加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析

加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核燃料正是ADS研发的关键任务之一。然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃料体系相关机理尚不十分明确、制备技术难度大、嬗变核燃料相关试验数据和运行经验的欠缺等原因,ADS用嬗变核燃料的研发十分复杂且极具挑战。本文系统综述了作为ADS重要候选嬗变燃料的氧化物弥散型燃料CERCER/CERMET、氮化物燃料和金属燃料的研究进展,包括制备工艺、辐照实验和辐照后检验结果、物性参数、主要优缺点等内容,以期为我国ADS用嬗变核燃料的研发提供一定思路和参考。

MC法校正高能X射线核燃料组件无损检测系统散射

高能X射线无损检测技术能在不破坏检测物体的前提下获取其内部结构信息。核燃料组件的多棒束特性导致产生的散射射线严重影响检测图像质量。为了校正散射射线的干扰,本研究分析了多种解决散射射线干扰的方法在核燃料组件无损检测中的局限性,使用Geant4仿真模拟核燃料组件无损检测过程,构建ComptonFlag类标记发生康普顿散射的散射射线并去除其干扰。模拟结果表明,在去除散射射线干扰后,投影图像中的缺陷与完整燃料棒的对比度信噪比提高了69.02%,能有效提升核燃料组件无损检测图像质量。

颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响分析

针对燃料颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响,开发了弥散型核燃料元件代表性体元模型的参数化建模及数值计算脚本,综合考虑燃料-基体界面损伤层、燃料颗粒辐照肿胀以及环境压力等关键特征进行了数值建模,系统分析了燃料颗粒团聚体积分数、颗粒团聚位置、运行环境静水压力以及基体材料性质对弥散型核燃料芯体失效的影响规律,发现燃料颗粒团聚区域是弥散型核燃料芯体失效的起点,而运行环境静水压力对芯体应力集中有抑制作用,揭示了燃料颗粒团聚现象对弥散型核燃料元件力学性能的“短板效应”。团聚区域的燃料颗粒通过密集堆叠的方法进行几何建模,局部燃料颗粒团聚体积分数由最小颗粒间距定义。有限元计算结果表明,燃料颗粒团聚体积分数越大,弥散型核燃料芯体越容易失效。而包壳外的环境压力会降低芯体内燃料颗粒团聚区域的应力水平,但随着局部团聚程度的增加,环境压力对芯体中Mises应力的影响逐渐减小。此外,燃料颗粒团聚区域相对弥散型核燃料芯体厚度方向位置改变对芯体的最大Mises应力几乎没有影响;燃料颗粒团聚区域在弥散型核燃料芯体的面内分布位置和环境压力共同决定弥散型核燃料芯体的失效行为。本研究可为弥散型核燃料元件的失效条件预测、可靠性评估和结构优化设计提供分析方法和数值依据。

U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球制备及其在弥散型陶瓷核燃料中的应用研究

基于光/热引发聚合反应的壳层固化方法在设计构建的同轴双毛细管微流体控制装置中实现高球形度U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球的制备,调控微流控系统中连续相流量以及核相与壳层相流量比可精准控制U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球粒径和壳层厚度。提出以U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球为原料制备高U_(3)O_(8)体积分数的U_(3)O_(8)/ZrN弥散型陶瓷核燃料芯块技术方法。研究结果显示,制备的高达40.8%燃料相体积分数的弥散燃料芯块中U_(3)O_(8)微粒均匀分布在ZrN基质中且没有U_(3)O_(8)微粒堆积粘连。该弥散燃料芯块的热导率比U_(3)O_(8)燃料芯块热导率提高53%,有效改善了陶瓷核燃料的导热性能。

基于集成计算材料工程的新型碳化铀核燃料设计

极端条件下的材料物性对于新一代装备关重部件金属材料的优化设计和效能评估至关重要。但是,极端环境实验测量昂贵、复杂,不确定性因素较多,仅仅依靠实验难以系统全面地评估材料的物性参数。因此,迫切需要发展极端条件下高通量、多尺度的集成计算材料工程关键技术。多元碳化物作为一类新型核燃料,因其高熔点、高硬度、高温稳定等优异的物理化学性能受到国内外极大的关注。通过高通量第一性原理计算对(UNb)C、(UZr)C和(UTa)C的热力学性质进行了系统研究,基于极端材料集成计算平台(ProME)局域化学环境近似方法(SAE)和平均场势(MFP 2)方法,进行了多组元体系建模和热力学特性的计算。揭示了不同掺杂元素对体积模量、熵、吉布斯自由能、晶格热导率等基础物性的作用规律,为新型核燃料的成分设计提供了重要数据参考。

核燃料元件产品检验信息管理平台设计与应用

文章对核燃料元件制造过程中涉及的来料检验、在线检验、实验室检验、委外检验和定制检验等全部检验业务进行了研究,结合先进管理技术和数据库技术,构建了一套检验信息管理平台,实现了生产制造、检验分析和质量管理的系统集成和深度融合。该产品检验信息管理平台设计了针对各类检验项目的数据采集、结果判定、质量放行和统计分析功能,在确保产品检验信息及时、准确和完整的前提下,极大提升了人员操作效率和质量管理深度,实现了对核燃料元件制造全过程的工艺追溯和质量管控。

核燃料裂变气体行为研究进展

核燃料裂变气体行为是影响核燃料性能最为关键的因素之一。裂变气体是核燃料在裂变过程中产生的惰性气体,性质较为稳定,但其不溶于燃料基体,多以气体形式存留在燃料内。存留在燃料基体内的裂变气体会造成燃料肿胀,而从基体中释放到气腔的裂变气体会影响燃料和包壳间气隙的热导率和气压。无论是造成肿胀还是影响热导率和气压都会对核燃料的安全造成威胁,因此对裂变气体行为的研究具有重要意义。迄今为止,对裂变气体行为的相关研究开展了60余年,研究人员对裂变气体行为有了相当深刻的认识,并开发了包括裂变产生、气泡形核、气泡聚合、气泡迁移、气体原子重溶和最终裂变气体释放的一套完整的裂变气体行为理论体系,这套理论体系被广泛应用于核燃料性能分析中,为核燃料设计与性能模拟做出了极大的贡献。本文总结了裂变气体行为理论中多种具体的裂变气体行为,详细地阐述了裂变气体各种具体行为的产生原因及过程,同时针对不同类型核燃料独有的裂变气体行为进行了汇总,归纳了用于不同核燃料裂变气体行为的经验性和机理性模型,最后总结了现今裂变气体行为方向的研究重点。

核燃料组件格架弹簧压缩阈值分析

17×17方形核燃料组件是目前世界上应用最广泛的核燃料组件类型之一,而燃料组件中的格架是由刚凸、因科镍718弹簧组成的,因科镍弹簧对燃料棒的夹持具有十分重要的作用。本文通过测量不同外径模拟燃料棒对格架弹簧夹持力的变化影响,分析得出格架弹簧弹性形变的阈值,以保证新型组件拉棒工艺不会对格架弹簧造成失效影响。试验结果表明:当模拟燃料棒外径为9.63 mm时,格架弹簧夹持力较燃料棒外径9.50 mm时未发生明显变化。因此在组件制造过程中,当燃料棒位置的外径增大到9.63 mm时,格架弹簧的形变量是可接受的。格架弹簧压缩阈值的测定,为开展以消除组件拉棒过程产生的锆屑而开展的预压弹簧、保护燃料棒等新型组件拉棒工艺奠定了基础。

核燃料筒体部件焊缝的承载性能研究

不锈钢电子束焊通常被认为是手工GTAW焊的最佳升级方案,然而在某些有剪切强度要求的焊接结构中,电子束焊缝较窄的特性可能会影响其承载性能。为保证堆芯产品焊接结构可靠性,首先对比分析了电子束(EB)焊和手工GTAW焊缝的几何尺寸和承载面积,发现EB焊缝的宽度仅为GTAW焊缝的53.5%,承载面积仅为GTAW焊缝的48.8%。然后通过理论计算和工况分析,得出筒体部件焊缝的最大承载力为134765 N,而EB焊缝和GTAW焊缝的理论承载力均远大于这一值。最后,通过实物试验验证,EB焊缝和GTAW焊缝的承载性能相当,且均大于筒体部件本身结构的承载能力。最终证明EB焊缝可满足正常工况及事故工况下产品承载性能的设计要求,为核燃料国产化研究的顺利推进提供了支持。

核燃料循环设施锆屑火灾研究

锆是核燃料元件包壳的制造材料,核燃料循环设施涉及锆包壳磨削、剪切等工序,机械加工产生的锆屑极易燃烧。国内外核燃料循环设施中,锆屑着火事件时有发生,对设施造成严重危害。核燃料循环设施的消防安全是整个核安全体系中至关重要的组成部分,不仅包含常规消防相关内容,还涉及核安全。本文描述锆的燃烧特性,分析了典型案例,研究了国外相关安全准则,提出科学预防与合理设置灭火设施的建议,为降低核燃料循环设施锆屑火灾危害打下了基础。

核燃料后处理无盐调价技术挑战与解决方案

为解决核燃料后处理工艺中氧化调价及亚硝酸根脱除的复杂性和低效率问题,以某料液的调节制备装置为研究对象,围绕提升处理效率和环境安全性展开研究。通过集成化设计和自动化控制,针对性地提出了优化工艺流程和设备设计的解决方案。采用的措施包括优化填料柱使用、改进保温夹套的保温方式以及尾气处理技术的优化,取得了显著提升处理效率、降低操作复杂度和增强环境安全性的效果。

核燃料导热方程数值求解算法研究

针对核燃料子通道分析方法中导热方程矩阵维度较大的问题,引入多种三对角矩阵数值求解方案,研究不同矩阵维度下数值求解方法的适用性。通过推导核燃料导热方程,对方程的特点进行分析,引入条件数判别法对矩阵的病态程度进行量化,使用列选主元三角分解法、超松弛迭代法和共轭梯度法对不同维度大型稀疏试算矩阵进行求解,比对各数值求解方法的残差平方和,并在一定精度下比对迭代求解方法的收敛步数。在综合考虑计算精确度和速度后,给出不同条件下核燃料导热方程的数值求解方案。

核燃料后处理放射性废物管理处置策略

随着核能在全球能源结构中的地位日益重要,核燃料后处理工艺产生的放射性废物管理与处置问题受到广泛关注。文章介绍了国外先进核燃料后处理废物管理处置策略,分析了中国当前存在的处置问题和不足,从低放废物近地表处置、中放废物中等深度处置、高放废物深地质处置、数字化和智能化应用、开展专业化法律和标准体系研究五个方面提出相应管理处置策略。

拜登签署《禁止进口俄罗斯铀法案》加速美国核燃料脱俄进程

美国总统拜登于2024年5月13日正式签署《禁止进口俄罗斯铀法案》(以下简称“《法案》”),90天后将正式禁止美国企业和机构进口俄罗斯浓缩铀。此举凸显了美加速脱俄的决心,是美重塑国际核燃料供应链的重大举措。

法马通将为斯洛伐克提供VVER核燃料

【法国法马通公司网站2024年7月23日报道】法国法马通公司(Framatome)和斯洛伐克电力公司(Slovenske Elektrarne)近日签署核燃料长期供应合同。根据合同,法马通将从2027年开始为博胡尼斯(拥有2台VVER-440机组)和莫霍夫采(拥有3台VVER-440机组)两座核电厂供应燃料。该合同基于两公司2023年5月签署的备忘录,其签署意味着欧盟国家在实现核燃料供应多元化方面再次取得进展。

法马通获得西班牙和匈牙利核燃料供应合同

【法国法马通公司网站2024年10月11日和25日报道】2024年10月,法国法马通公司(Framatome)分别与西班牙和匈牙利核电运营商签署燃料供应合同。10月11日,法马通宣布与西班牙CNAT公司签署核燃料供应合同,将在2026—2035年期间为特里略核电厂1号机组提供HTP(高热性能)燃料组件和相关服务。

日本第三次推迟取出福岛事故机组核燃料碎片

【《日本经济新闻》网站2024年1月26日报道】日本东京电力公司(TEPCO)2024年1月25日宣布,从福岛第一核电厂2号机组取出核燃料碎片的工作将推迟至10月启动。这是东电第三次宣布推迟核燃料碎片取出时间。福岛第一核电厂2011年3月发生严重核事故。在此期间,1至3号机组发生堆芯熔毁,估计3台机组内部总计残留有约880吨核燃料碎片。