多元(U,Zr, Nb)C燃料制备技术与性能机理研究

多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律。结果表明:在1 800℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5%金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5%TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr, Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr, Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr, Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1~3μm。

Nb元素含量对U-Nb合金显微组织和比热容的影响

U-Nb合金具有良好的耐腐蚀性、结构稳定性和加工性,是核领域重要的结构材料。制备了不同Nb元素含量的淬火态U-Nb合金,对其显微组织和比热容进行了研究。结果表明:淬火态U-2Nb合金中存在大量粗针状马氏体;随着Nb元素含量的增加,马氏体逐渐消失,U-Nb合金形成等轴晶组织;随着Nb元素含量增加和温度的升高,U-Nb合金的比热容逐渐增大;当温度超过650℃时,U-Nb合金发生了相变,比热容显著减小。

三代非能动核电厂乏燃料贮运系统衰变热计算及关键因素研究

本文以三代非能动核电厂国和一号乏燃料组件为研究对象,基于ANS5.1—2005和ORIGEN-S软件的衰变热计算开展对比研究,分析了不同冷却时间下裂变产物、锕系元素衰变热变化规律。结果显示,对于冷却时间在5年以上的乏燃料,锕系元素占总衰变热的贡献接近20%甚至更高,锕系元素的主要贡献来自于Cm-244、Pu-238和Am-241。ANS 5.1-2005对锕系元素仅考虑了U-239和Np-239,对于冷却时间较长的乏燃料贮运系统,相对ANS 5.1—2005,ORIGEN-S衰变热计算结果更加保守。建议在三代非能动核电厂乏燃料的贮运系统衰变热计算中采用基于ORIGEN-S等类似功能的专用程序进行计算。

放电等离子烧结包覆颗粒弥散燃料芯块的性能研究

包覆颗粒弥散燃料是耐事故燃料研究的热点。采用放电等离子烧结制备包覆颗粒弥散燃料芯块,研究了烧结工艺对芯块性能的影响,并对芯块进行了物相检测、金相检测以及微观结构表征分析。研究发现,包覆颗粒弥散燃料芯块放电等离子烧结的最佳工艺为助烧剂添加量7%,在1850℃、45 MPa下保温15 min,芯块相对密度可达98.5%;烧结后芯块为纯β相,表明SPS快速烧结能够较好地控制物相转变;在最佳工艺条件下获得的芯块中未观察到芯块中TRISO颗粒出现明显接触的现象,TRISO颗粒整体完整性较好;热冲击试验中,芯块在一次热冲击后表面未出现贯穿的微裂纹,保持较好的完整性。综上,放电等离子烧结工艺可用于快速制备致密度高、无物相转变且抗热冲击性能良好的包覆颗粒弥散燃料芯块。

液相烧结大晶粒UO_(2)及其烧结动力学分析

大晶粒二氧化铀(UO_(2))芯块因具有低辐照肿胀、低裂变气体释放及优异的燃料包壳相互作用效应(PCI),而成为未来先进反应堆关注的候选燃料。本文采用液相烧结工艺制备大晶粒UO_(2)芯块,研究了液相烧结对UO_(2)芯块烧结性能、显微结构和烧结动力学的作用机制和影响规律。结果表明:通过添加金属铀粉形成的液相烧结可明显促进UO_(2)芯块的致密化速度,液相烧结UO_(2)芯块的烧结特征指数为2.937,烧结机理主要为晶界扩散,烧结激活能为103.00 kJ/mol,低于普通UO_(2)芯块的烧结激活能(110.65 kJ/mol);液相烧结UO_(2)芯块晶粒生长指数为2.831,晶粒生长活化能为463.97 kJ/mol,低于普通UO_(2)芯块晶粒生长激活能(510 kJ/mol),加入的金属铀粉形成的液相烧结可促使晶粒长大;添加金属铀粉液相烧结工艺具有不引入非铀杂质元素、加快芯块致密化速度和增大芯块晶粒尺寸的多重作用。

用于核电元件制造的深井式真空钎焊设备设计

钨、钼、铼等难熔金属材料部件,常用于维持空间轨道卫星、空间站等运行的动力源中,如核电类电源、电推进等。此类核电元件大多工作在超高真空环境下,同时伴随有高温辐射、射线和粒子辐照等极为苛刻的环境条件。基于大多数部件结构特点,以及需要保护材料和部件外表面形状、尺寸精度、涂层组分及结构稳定性等要求,与其相关的真空工艺设备需设计为井式结构,工件为悬挂式安装。本文详细介绍了一种难熔金属真空钎焊设备,用于核电元件的新工艺制造,在可靠性、安全性和可操作性等方面进行了优化创新。设备为特殊“深井”式结构,上部出料,最高加热温度为2100℃。经测试,其热态(1600℃)真空度达到3×10^(-4)Pa,温度均匀性达到±4℃,使用情况良好。

超临界水冷堆候选材料蠕变性能研究

采用RDL50型蠕变持久试验机研究316Ti、347、HR3C和6XN四种奥氏体不锈钢和718、825、800H三种高温合金在550~700℃,65-120 MPa范围内几种条件下的蠕变性能。

HTR-10球形燃料元件制造工艺

10MW高温气冷实验模块堆球形燃料元件的制造技术的研究始于1986年。球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。目前已完成了制造技术和石墨基体材料的研究和最佳化。已生产了25批,约11000个燃料元件。石墨基体材料的冷态性能符合设计指标,25批燃料元件的平均自由铀含量为5×10-5。

AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用分析

介绍了大亚湾核电站18个月换料策略下,在Ⅱ类工况瞬态期间AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用(PCI)的分析和预测。文中给出了PCI技术限值,介绍了Ⅱ类工况瞬态分析和热力机械分析的分析方法和程序,并给出了基荷运行、基荷加一次调频运行、负荷跟踪运行以及延伸低功率运行时的负荷过量增加、功率状态下控制棒失控抽出和未检测到的掉棒3种瞬态的PCI主要计算结果和结论。

包覆燃料颗粒及应用

介绍了包覆燃料颗粒技术及包覆燃料颗粒的结构和制备过程,探讨了包覆燃料颗粒及其技术的潜在应用方向。

秦山核电二期工程堆芯测量系统设计

秦山核电二期工程堆芯测量系统采用计算机技术实现了对相关数据的自动采集、数据处理和信息显示。调试和运行结果表明,该系统测量精度高、性能良好,其设计完全满足工程要求。本文简要介绍了该系统的设计方案、系统功能、系统组成、工作原理和应用情况。

初始原料和球磨气氛对ODS铁素体钢机械合金化的影响

分别采用纯金属粉和氮气雾化预合金粉作为机械合金化的初始原料,对它在球磨过程中的合金化效果、粉末形貌、粒度分布和过量氧含量的影响进行对比。结果表明:当使用雾化合金粉作为初始原料,球磨后合金元素的分布比采用纯金属粉为原料更加均匀。使用高纯氩气作为保护气氛比真空球磨更能有效减少合金粉末中的过量氧含量。

10MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。制造了44批,约20540个燃料元件。燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10^(-5),正品率为99％。

大晶粒UO_2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。

HTGR燃料元件包覆颗粒的穿衣主要工艺研究

高温气冷堆的商业化发展对燃料元件穿衣颗粒的规模化生产提出了更高要求。本文采用自主研发的穿衣系统,研究了穿衣鼓转速对动态表面倾角、安息角、粒径分布等参数的影响。确定了穿衣鼓转速的分段设置和最佳状态,并分析了不合格颗粒产生的原因。批量实验结果显示,穿衣颗粒成品率高且稳定,平均成品率达到93.94%,且设备易于操作控制,完全能满足规模生产的需要。

疏松碳涂层密度测量的图像法研究

研究采用图像分析技术测量包覆颗粒的疏松碳涂层密度,包括图像采集硬件和分析软件。通过对颗粒的实际测量和扫描电镜观察,对测量方法的可靠性进行了评价。在分析测量过程中不确定度主要来源的基础上,对不确定度分量及合成不确定度进行了计算。结果表明,本方法具有灵活方便、速度快、维护简单等特点,可直接用于包覆颗粒涂层性能评价。

10MW高温气冷堆首次装料的包覆燃料颗粒研制

10MW高温气冷堆采用全陶瓷TRISO型包覆颗粒燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成。本工作研究用于生产包覆燃料颗料的具有多气体入口的新型喷动流化床和4层连续包覆工艺。采用化学气相沉积方法在150mm直径流化床沉积炉中生产出10MW高温气冷堆的包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察研究了包覆燃料颗粒的微观结构。包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10^(-6)。包覆燃料颗粒的辐照考验结果(包覆燃料颗粒的裂变产物^(85)Kr^m释放率为10^(-6))表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10MW高温气冷堆的设计要求。

压水堆燃料组件制造监督管理

制造缺陷是燃料组件在堆内运行破损原因之一。在核电站运行过程中,燃料组件制造缺陷破损约占堆内运行总组件破损的5%-6%。为了减少燃料组件制造原因在堆内运行时引起的破损,从燃料组件结构、制造过程分析,提出了燃料采购过程中加强燃料组件监造控制及监督力度。通过加强对燃料组件制造过程的监造监督,及时发现、修复或更换具有质量缺陷的燃料组件,最大限度地减少了制造缺陷的燃料组件入堆造成燃料组件堆内运行破损的风险,有效地避免造成更大安全隐患和经济损失。

制备致密UO_2核燃料芯核的外胶凝方法(Ⅰ)

文章研究了一种由UO_2(NO_3)_2溶液制备高温气冷核反应堆燃料芯核(φ200±20μm)的外胶凝方法,由UO_2(NO_3)_2、尿素、NH_4NO_3、水、聚乙烯醇、四氢糠醇、乙二醇组成的溶液,经振动喷咀分散成液滴后,先后在氨气和氨水中固化成微球。设计和控制几何因子、物理因子、极限流量、振动频率等四项参数,可获得均匀分散的胶滴。固化后的湿球经陈化、洗涤后即可缓慢干燥。此方法简单、湿球强度好。

B_4C/Na/S.S.三元体系的化学相容性Ⅰ.温度效应及B/C比的影响

在堆用不锈钢包壳管内分别填装不同B/C比的B4C芯块及核级钠 ,以模拟快堆控制棒内的B4C/Na/S .S .三元体系 ,在堆外 5 5 0、65 0和 75 0℃下相互作用 82d。试验后的B4C芯块外观完整 ,未见掉角、龟裂或破碎 ;表面变得粗糙 ,失去原有的金属光泽 ,化学反应产物NaB5 O8等在表面沉积和粘附 ,并导致B4C芯块体积增大 ;芯块的微观结构和晶粒度试验前后无明显变化。包壳管内表面渗B、渗Na和渗C ,渗B和渗Na量均随温度升高和B/C比增大而增加 ,渗C则反之。Na和Na中杂质以及B4C与包壳间的化学反应产物为NaBO2 、Cr2 B、Fe2 B和Ni3 B。B化物的形成使包壳管内表面显微硬度显著增大。