陶瓷基事故容错燃料的烧结技术研究进展

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作者 史斌斌 赵国梁 +3 位作者 段丽美 胡凤云 王志毅 白彬 《陶瓷学报》 CAS 北大核心 2024年第5期913-921,共9页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料 新型烧结技术 传统真空烧结 放电等离子烧结 闪烧

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基于事故容错燃料的高燃耗组件研究进展

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作者 付浩 彭振驯 +3 位作者 廖业宏 薛佳祥 沈朝 周张健 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第22期107-118,共12页

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,... 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。 展开更多

关键词 高燃耗 燃料组件 事故容错燃料 Cr涂层锆合金包壳 大晶粒UO 2芯块

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事故容错燃料包壳材料在水化学环境中的动水腐蚀试验

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作者 童刚 王诗槐 +4 位作者 彭帆 卢冬华 王阔 严俊 薛佳祥 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第6期81-86,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料(ATF) 包壳材料 动水腐蚀 微观形貌

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二氧化铀基事故容错燃料芯块研究进展 被引量：5

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作者 高瑞 杨振亮 +7 位作者 李冰清 黄华伟 马赵丹丹 程亮 贾建平 褚明福 刘彤 张鹏程 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期58-67,共10页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料 反应堆 核电安全 热导率 二氧化铀

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事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析 被引量：2

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作者 潘昕怿 兰兵 +3 位作者 贾斌 李铁萍 韩向臻 张春明 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第9期958-961,965,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料 中子经济性 包壳 芯块

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事故容错燃料在大破口事故下的安全分析 被引量：7

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作者 武小莉 汪洋 +6 位作者 张亚培 田文喜 苏光辉 秋穗正 刘彤 任啟森 黄恒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1065-1071,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 安全分析 事故容错燃料 严重事故

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事故容错燃料安全性能初步分析 被引量：5

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作者 杨红发 巫英伟 +7 位作者 尹莎莎 刘明皓 汪宇 赖建永 廖先伟 谢海燕 王嘉瑞 欧阳斌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第8期1441-1447,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料 RELAP5程序 事故容错能力 抗高温氧化性能

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事故容错燃料包壳候选材料的研究现状及展望 被引量：57

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作者 刘俊凯 张新虎 恽迪 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第11期1757-1778,共22页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料(ATF) 碳化硅 铁铬铝合金 钼合金

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Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展 被引量：4

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作者 严俊 廖业宏 +5 位作者 彭振驯 王占伟 李思功 马海滨 薛佳祥 任啟森 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第12期206-224,共19页

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... 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。 展开更多

关键词 事故容错燃料 Cr涂层锆合金 腐蚀 氧化 力学性能

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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 被引量：19

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作者 程亮 张鹏程 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第13期2161-2166,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 轻水堆 包壳材料 事故容错燃料 SICF/SIC 钼合金

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UO_(2)/SiC全陶瓷微密封燃料制备及其高温导热性能

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作者 段丽美 王志毅 +9 位作者 黄奇奇 谢良 胡凤云 钟毅 杨振亮 李冰清 许靖堃 王明珊 高瑞 褚明福 《粉末冶金技术》 北大核心 2025年第2期135-143,共9页

利用自研磨球化包覆和放电等离子烧结技术,通过调控升温速率、温度、压力、SiC添加量等参数,制备了一系列UO_(2)/SiC复合全陶瓷微密封燃料芯块。在金相显微镜和扫描电子显微镜下观察了芯块的物相组成与结构特征,并通过激光热导仪获得了... 利用自研磨球化包覆和放电等离子烧结技术,通过调控升温速率、温度、压力、SiC添加量等参数,制备了一系列UO_(2)/SiC复合全陶瓷微密封燃料芯块。在金相显微镜和扫描电子显微镜下观察了芯块的物相组成与结构特征,并通过激光热导仪获得了芯块从室温到1200℃的热导率数据,讨论了不同工艺参数对芯块组织及热导率的影响。结果表明,UO_(2)@SiC复合包覆颗粒具有良好的球形度和包覆效果,UO_(2)/SiC复合芯块中SiC基体呈现三维连通的网状结构特征。烧结压力对芯块中UO_(2)颗粒的结构完整性影响较大,烧结温度对SiC基体的形貌、相对密度等影响较大。相对密度低于95%时,烧结温度对热导率的影响更大;相对密度高于95%时,SiC添加比例对热导率影响更大。所制备燃料芯块的热导率相比纯UO_(2)提升最高达到256.6%。 展开更多

关键词 事故容错燃料 全陶瓷微密封 芯块 热导率

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事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展 被引量：3

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作者 程亮 张鹏程 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期1787-1792,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 轻水堆 事故容错核燃料二氧化铀 第二相

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UN基事故容错高铀密度核燃料芯块研究进展 被引量：1

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作者 陈明周 廖业宏 +5 位作者 郭达禧 张显生 王继伟 任啟森 薛佳祥 李锐 《材料导报》 CSCD 北大核心 2023年第S02期36-47,共12页

福岛核事故之后,为了提高轻水堆运行的安全性和经济性,高铀密度核燃料芯块(高铀密度芯块)成为事故容错燃料(ATF)的重要研究内容之一。然而,高铀密度芯块应满足的最基本准则、表征其核心性能的有效指标、研发中需要解决的重要问题等关键... 福岛核事故之后,为了提高轻水堆运行的安全性和经济性,高铀密度核燃料芯块(高铀密度芯块)成为事故容错燃料(ATF)的重要研究内容之一。然而,高铀密度芯块应满足的最基本准则、表征其核心性能的有效指标、研发中需要解决的重要问题等关键性、基础性问题尚未理清。本文从最初作为ATF燃料的U_(3)Si_(2)的研究进展入手,分析高铀密度芯块研发的内在逻辑,总结出最基本准则及其有效表征指标;从UN基高铀密度芯块的研究进展梳理研发的方向和需要解决的关键问题,为高铀密度芯块开展基础研究、性能实验和关键技术攻关提供有益参考。 展开更多

关键词 事故容错燃料(ATF) 高铀密度芯块 硅化铀(U_(3)Si_(2)) 氮化铀(UN) 准则 抗氧化 高压釜 原位分析

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Cr涂层对高温高压流动条件下燃料包壳CHF影响的实验研究

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作者 范冠华 方启飞 +7 位作者 姚曦 彭振驯 郭明 陈森杨 吕路路 张戈 苏前华 卢冬华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期406-412,共7页

燃料包壳是反应堆的第一道安全屏障,为提升事故情况下反应堆燃料组件的安全性,事故容错燃料(ATF)被广泛关注,其中采用涂层燃料包壳是国内外近期ATF包壳的主流解决方案。本文采用均匀加热形式的加热棒,利用电加热模拟核释热,分别对有、... 燃料包壳是反应堆的第一道安全屏障,为提升事故情况下反应堆燃料组件的安全性,事故容错燃料(ATF)被广泛关注,其中采用涂层燃料包壳是国内外近期ATF包壳的主流解决方案。本文采用均匀加热形式的加热棒,利用电加热模拟核释热,分别对有、无Cr涂层情况下的单根加热棒和5×5加热组件开展核反应堆运行条件下的临界热流密度(CHF)实验,研究Cr涂层对燃料包壳CHF限值的影响。实验结果表明,在核反应堆运行工况条件下,与无Cr涂层包壳的CHF实验结果相比,Cr涂层不会降低高温、高压流动条件下燃料包壳CHF限值。本文研究结果可为涂层燃料包壳入堆提供实验数据支撑。 展开更多

关键词 临界热流密度 燃料包壳 Cr涂层 高压流动 事故容错燃料

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场辅助烧结二氧化铀基燃料芯块研究进展 被引量：5

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作者 王力潇 白彬 徐晨 《陶瓷学报》 CAS 北大核心 2020年第2期164-170,共7页

二氧化铀是目前使用最广泛的核燃料,但传统的二氧化铀核燃料热导率低,存在严重的事故隐患。福岛核事故以后,人们提出了事故容错燃料的概念。考虑到二氧化铀基核燃料大规模使用的现状,研究者们开始关注对现有的二氧化铀体系芯块的改进,... 二氧化铀是目前使用最广泛的核燃料,但传统的二氧化铀核燃料热导率低,存在严重的事故隐患。福岛核事故以后,人们提出了事故容错燃料的概念。考虑到二氧化铀基核燃料大规模使用的现状,研究者们开始关注对现有的二氧化铀体系芯块的改进,通过增大晶粒尺寸或引入第二相来提高芯块的导热性。然而,利用传统烧结方法制备掺杂的二氧化铀基复合芯块还存在很多问题和不足。近几年,随着场辅助烧结技术的发展,一些学者开始尝试利用微波烧结、放电等离子烧结、闪烧等场辅助烧结技术制备二氧化铀基复合芯块,并在二氧化铀-碳化硅等类型的复合芯块上取得了一些实质性的进展。 展开更多

关键词 场辅助烧结 二氧化铀 核燃料 事故容错燃料

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Al含量对Ti_(2)AlC在核反应堆失水事故下抗氧化性能的影响

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作者 雷一明 张洁 +3 位作者 柏广海 张晏伟 王晓辉 王京阳 《无机材料学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2021年第10期1097-1102,共6页

为了完善Ti_(2)AlC涂层在事故容错燃料中的设计与应用,研究了近化学计量比和Al含量不足的Ti_(2)AlC在1000~1200℃Ar-41%H_(2)O气氛中的氧化行为。研究结果表明:随着Al含量的减少,Ti_(2)AlC在高温水蒸气中的氧化动力学由抛物线规律向线... 为了完善Ti_(2)AlC涂层在事故容错燃料中的设计与应用,研究了近化学计量比和Al含量不足的Ti_(2)AlC在1000~1200℃Ar-41%H_(2)O气氛中的氧化行为。研究结果表明:随着Al含量的减少,Ti_(2)AlC在高温水蒸气中的氧化动力学由抛物线规律向线性规律转变;当Al含量不足时,连续氧化铝层的生长受到限制,形成了不具备保护性的TiO_(2)基氧化层;近化学计量比的Ti_(2)AlC表面可生成较薄的连续致密Al_(2)O_(3)层,防止水蒸气向基体内的扩散。因此,采用近化学计量比的Ti_(2)AlC作为锆合金表面的防护涂层时,能够在高温水蒸气的环境下保护包壳,提升现有轻水反应堆事故容错的能力。 展开更多

关键词 事故容错燃料 Ti_(2)AlC 高温水蒸气氧化

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惰性基弥散燃料芯块有效热导率数值仿真分析 被引量：1

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作者 卢志威 刘彤 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期710-717,共8页

作为事故容错燃料的备选技术路线之一,惰性基弥散燃料芯块(IMDP,Inert Matrix Dispersion Pellet)的典型特征之一是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了IMDP燃料芯块有效热导率影响... 作为事故容错燃料的备选技术路线之一,惰性基弥散燃料芯块(IMDP,Inert Matrix Dispersion Pellet)的典型特征之一是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了IMDP燃料芯块有效热导率影响因素。研究表明,燃料颗粒在IMDP芯块基体中的分布形式以及燃料颗粒的形状对其有效热导率没有影响;惰性基体热导率相比燃料核心热导率对IMDP芯块有效热导率的影响更大;燃料颗粒—基体间热阻以及外部热解碳层—碳化硅层间热阻相比其他热阻对IMDP芯块有效热导率的影响更大;IMDP芯块的传热性能优于UO2芯块。 展开更多

关键词 事故容错燃料 惰性 弥散 芯块 有效热导率 有限元

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弥散颗粒型燃料特征线方法输运计算研究

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作者 梁越超 宇炎 +5 位作者 张乾 李颂 梁亮 赵强 娄磊 李满仓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期865-872,共8页

弥散颗粒型燃料的中子输运问题因其特有的随机性和双重非均匀性难以直接使用现有输运方法进行求解。Sanchez-Pomraning方法借助更新方程,对特征线方法进行改进,使其能应用于弥散颗粒型燃料的输运计算中。本文对二维圆柱形弥散颗粒燃料... 弥散颗粒型燃料的中子输运问题因其特有的随机性和双重非均匀性难以直接使用现有输运方法进行求解。Sanchez-Pomraning方法借助更新方程,对特征线方法进行改进,使其能应用于弥散颗粒型燃料的输运计算中。本文对二维圆柱形弥散颗粒燃料输运问题进行了计算,数值结果表明:程序在不同颗粒填充率、不同颗粒尺寸、燃料颗粒与毒物颗粒共存的问题下均能保证较好的计算精度,反应性特征值绝对偏差大多低于100 pcm,仅在QUADRISO毒物颗粒填充时绝对偏差达到163 pcm。本文方法能满足弥散颗粒型燃料的输运求解要求,为新型燃料的设计研究工作提供了可靠的结果。 展开更多

关键词 事故容错型燃料 弥散颗粒型燃料 Sanchez-Pomraning方法 特征线方法

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锆合金包壳表面纳米多层涂层的研究进展 被引量：2

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作者 刘学强 左家栋 +4 位作者 王亚强 张金钰 吴凯 刘刚 孙军 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2024年第12期1125-1137,共13页

日本福岛核事故后,以提升核反应堆事故工况下安全性为目的的事故容错燃料技术成为了世界范围内研究的热点。包壳涂层技术是事故容错燃料短期规划的主要方向,在锆合金燃料包壳表面制备防护涂层能够在不改变现有核包壳管元件产业链的前提... 日本福岛核事故后,以提升核反应堆事故工况下安全性为目的的事故容错燃料技术成为了世界范围内研究的热点。包壳涂层技术是事故容错燃料短期规划的主要方向,在锆合金燃料包壳表面制备防护涂层能够在不改变现有核包壳管元件产业链的前提下,有效提升失水事故工况下锆合金包壳的事故容错能力。纳米多层涂层由于其固有的特征尺寸效应和界面效应,表现出了优异的核性能,以及在事故容错燃料包壳涂层材料领域的巨大应用潜力。综述了近年来国内外锆合金包壳表面纳米多层涂层的研究进展,主要包括多层涂层的分类、制备技术及服役性能,同时总结了纳米多层涂层的性能优势及应用前景,并对其未来发展前景进行了展望。 展开更多

关键词 锆合金包壳 事故容错燃料 纳米多层涂层 微观组织 服役性能

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磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为 被引量：1

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作者 王栋 钟汝浩 +7 位作者 张亚培 郭超 徐浩德 余剑 蓝毅聪 苏光辉 秋穗正 田文喜 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第11期258-268,共11页

目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析... 目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析元素分布。结果氧化前Cr涂层结构致密,没有明显缺陷。氧化后包壳表面形成微观的鼓包、褶皱或裂纹。Cr涂层在1100℃和1200℃氧化3600 s后形成了Cr_(2)O_(3)-Cr-ZrCr2的三层结构。1200℃下,Zr沿Cr晶界扩散到达Cr_(2)O_(3)/Cr界面后将Cr_(2)O_(3)还原,引起局部Cr_(2)O_(3)厚度减小,Cr晶界中的Zr O2则构成了O扩散的短途通道。1300℃氧化1800 s和3600 s后,Cr涂层性能退化,生成外侧ZrO2层。在Zr基体氧含量饱和的过程中,Zr O2生长的抛物线常数kp增大。由于包壳内表面氧化使得β-Zr基体达到氧饱和,因此外侧kp迅速进入二次增大阶段,导致外侧ZrO2生长速度明显大于内侧。结论Cr涂层可以有效提高Zr包壳的抗氧化性能,但经历一定时长高温氧化后将出现性能退化。 展开更多

关键词 ZR合金 Cr涂层 事故容错燃料包壳 核反应堆事故 高温水蒸气 氧化动力学

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