核电厂全陶瓷微封装弥散燃料研发

文章简要介绍了全陶瓷微封装弥散燃料发展背景,综述了全陶瓷微封装弥散燃料的结构、性能优势、以及国内外针对全陶瓷微封装弥散燃料的研发进展、研发重点方向、关键技术以及应用方向等问题,探讨了中核北方核燃料元件有限公司在全陶瓷微封装弥散燃料方面的研究情况及进展。

基于有限元计算的全陶瓷微封装燃料芯块等效热导率与微结构设计

为对全陶瓷微封装燃料(FCM)芯块的热导率进行有效研究,利用有限元方法实现球体法预测具有多层包覆结构特征的TRISO颗粒等效热导率;同时,利用跨尺度等效代表性体积单元对FCM芯块的等效热导率进行计算及优化设计.模拟结果表明:利用有限元模拟实现球体法及跨尺度等效方法可以实现对TRISO颗粒及FCM芯块等效热导率的快速准确预测,TRISO颗粒等效热导率可通过调节SiC层厚度实现提升.提出了将TRISO颗粒设计为FCC填充结构,可使FCM芯块中的燃料颗粒填充量更高,并且其等效热导率可得到显著提升.

基于等效导热系数理论模型的全陶瓷微封装燃料峰值温度预测方法

为了满足工程上对全陶瓷微封装(FCM)燃料峰值温度快速预测的需求,可以将燃料的等效导热系数代入至简化的均质导热模型中进行燃料峰值温度的反计算。本文基于前期提出的多环导热模型,从基本导热方程出发,以燃料峰值温度为守恒量,将多环模型进一步等效为均质模型,推导了FCM燃料等效导热系数计算理论模型,并将该模型与常规等效导热系数理论模型进行对比。结果表明:本文构建的理论模型可以在多环模型的基础上结合均质模型从而有效地实现对燃料峰值温度的预测。该方法所预测的峰值温度值与实际值偏差基本在3%以内,因而可适用于对含内热源FCM燃料元件峰值温度的预测。本文建立的基于等效导热系数理论模型的预测方法可实现对FCM燃料峰值温度的快速预测。

多物理场耦合下FCM堆内行为研究

为研究全陶瓷包覆弥散燃料(FCM)堆内行为,评价FCM芯块的安全性能,优化FCM芯块结构设计,本文采用二维特征模型模拟FCM芯块的热-力学行为,通过计算不同位置TRISO颗粒的内压,作为输入条件,模拟缓冲层的变形将核芯和缓冲层去除,解决了多颗粒映射的难题。通过调整FCM结构参数,计算了不同结构对FCM芯块性能的影响,实现了FCM芯块的结构优化。研究结果表明,在压水堆环境下,FCM芯块中基体最高温度随运行时间迅速增大,在100天左右时温度达到稳定最高温度约为1390K,低于SiC分解温度。SiC基体的环向应力较高,最高可达1200 MPa,远高于SiC的断裂强度,因此基体在运行过程中开概率率较大。TRISO颗粒中SiC层的环向应力较小,最大应力约为180 MPa,具有较低的失效概率(9×10^(-5)),保证了SiC层的结构完整性。此外,当无燃料区尺寸为400μm时,SiC层的失效概率约为2.0×10^(-5),保证了SiC层的完整性。因此,本研究建立的FCM芯块分析方法,为FCM芯块的工程应用和结构优化奠定了基础。

铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO_(2)燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO_(2)燃料核芯以保证堆芯^(235)U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯^(235)U装量较UO_(2)堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_(Q))由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(F_(DH))由1.79降低至1.33。

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。

FCM燃料热-力耦合行为仿真建模和计算方法

为评估全陶瓷微封装(fully ceramic micro-encapsulated,FCM)核燃料的性能,研究由三层各向同性碳包覆(tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于碳化硅(SiC)基体形成的柱状芯块的填充算法,开发相应的微观结构生成程序,利用并行有限元法对FCM核燃料的热-力耦合行为进行初步分析。结果表明,基于等球Packing的TRISO燃料颗粒填充算法可以快速生成高体积比的FCM燃料结构,基于共轭梯度迭代的隐式有限元法在求解大规模热-力学耦合问题时具有较高的效率和稳健性。本文方法可用于该核燃料每个颗粒和基体内部温度与应力分布的详细计算。

耐事故燃料芯块的制备方法与研究进展

福岛核事故发生后,为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的耐事故燃料成为核行业研究热点。本文介绍了以BeO、SiC掺杂为代表的热导增强型UO_(2)芯块、高铀密度高热导燃料芯块和全陶瓷微封装燃料芯块,总结了耐事故燃料芯块的优势特性、热导率、制备方法和研究进展,分析和展望了耐事故燃料芯块的现有问题和应用前景,以期为耐事故燃料芯块的研究提供参考。

FCM燃料热学性能分析

研究了利用有限元分析软件ABAQUS对全陶瓷微封装燃料(FCM燃料)芯块进行热学性能分析的方法,并对FCM燃料芯块和传统UO_2芯块的热学性能进行了对比分析。研究结果表明:FCM芯块温度分布趋势与UO_2芯块相同,但具有较大不均匀性;典型压水堆运行工况下,FCM燃料芯块的燃料温度远小于UO_2芯块的温度;在相同线功率密度下,FCM芯块温度对燃耗变化不敏感;在相同燃耗下,FCM芯块随线功率密度增加温度升高的速率相比UO_2芯块更慢。

FCM燃料辐照-热-力耦合性能数值研究

使用ABAQUS软件编写相应的用户自定义子程序,初步建立了全陶瓷微封装燃料(FCM)的辐照-热-力耦合性能模拟方法,采用该数值方法对TRISO燃料球的堆内性能进行了模拟,并与程序BISON计算结果进行对比,验证了该模拟方法的有效性。同时,对FCM燃料的辐照-热-力耦合性能进行了数值模拟,结果表明,FCM燃料芯块的温度分布与力学分布均表现出较强的非均匀性,裂变气体释放对于FCM燃料的性能影响较大,FCM燃料内包覆层的环向应力与FCM芯块温度变化对于功率瞬态并不敏感。