高温气冷堆包覆燃料颗粒破损率研究

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分，是阻挡放射性裂变产物释放的主要屏障。包覆燃料颗粒的破损率是一项直接影响高温气冷堆运行安全特性的重要质量监控指标。采用燃烧－硝酸浸取法（在 ８５０ ℃空气中灼烧， ９ｈ； ９０ ℃， ７ｍｏｌ／Ｌ ＨＮＯ３， １０ｈ）对包覆燃料颗粒的破损率进行了测试研究。制定了测试流程，给出包覆燃料颗粒的自由铀含量与浸取时间的关系曲线，确定了最佳的试验温度、硝酸浓度和浸取时间等测试条件，并对６组包覆燃料颗粒破损率测试结果进行了分析讨论。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒的化学气相沉积

我国正在建造１０ＭＷ高温气冷堆，包覆燃料颗粒的研制是高温气冷堆的关键技术之一。ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒是由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用化学气相沉积方法，选用乙炔、丙烯、甲基三氯硅烷和氢气作为反应气体，在直径为５５ｍｍ锥形流化床包覆炉中制备包覆燃料颗粒。本文系统地研究了工艺参数和性能之间的关系，摸索出疏松热解碳层、致密热解碳层和碳化硅层的最佳包覆工艺条件，总结出经验公式，用扫描电镜观察了包覆燃料颗粒的微观结构，制备出满足设计要求的ＴＲＩＳＯ型包覆燃料颗粒。     

高温气冷堆椭球形包覆燃料颗粒应力及破损率

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组元,在制备过程中,由于各种因素会产生非理想球型的包覆燃料颗粒。针对清华大学10 MW高温气冷堆(HTR-10)包覆燃料颗粒的结构,对典型的非理想球形包覆燃料颗粒建立了椭球模型,用薄壳理论计算了应力分布,用PANAMA程序计算了不同椭球长径比下的颗粒破损率。结果表明:椭球形颗粒的最大应力和破损率随椭球长径比增大而增大,与理想球形相比破损率提高了不到一个量级,仍小于10-8,因此,这对燃料元件来说是安全可靠的。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒初步辐照考验

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组成部分.辐照考验是检验燃料元件性能的重要环节.为检验中国研制的10MW高温气冷试验堆包覆燃料颗粒的质量,在德国于利希研究中心的试验堆FRJ-2中进行了初步的辐照考验.包覆燃料颗粒装在密闭的容器内进行静态辐照考验.辐照时燃耗约5 % fima,辐照温度400～500℃.辐照后经宏观检查、瓷相检验以及用γ探测仪检测放射性活度后,确认这批包覆燃料颗粒没有释放出裂变产物,包覆燃料颗粒完好,没有破损.     

制备 UO_2 燃料核芯的全胶凝方法及其进展

为研制１０ＭＷ高温气冷堆所需致密ＵＯ２燃料核芯，研究发展了一种全新的溶胶—凝胶流程——“全胶凝”流程。总结了“全胶凝”流程的机理和优越性，与传统的溶胶—凝胶方法进行了对比。报道了优化后的全胶凝工艺、讨论了关键步骤的控制方法。并报道了制得的ＵＯ２核芯产品的优异性能和目前的工艺发展水平、规模。     

高温堆燃料元件制造设备运抵清华大学核能技术设计研究院

德国核化学冶金公司（ＮＵＫＥＭ）赠送给清华大学核能技术设计研究院（核研院）的高温气冷堆球形燃料元件全套制造设备，１９９５年５月１０日安全运抵核研院。德国是研究发展高温堆的先驱国家之一，曾投入巨大的人力物力进行高温堆燃料元件的研制。ＮＵＫＥＭ是德国唯一研究生产高温堆燃料元件的工厂，先后投资５７００万马克，建立了一套生产设备，为德国ＡＶＲ和ＴＨＴＲ－３００两座高温堆生产出１００多万个燃料元件，至今元件已安全运行２０多年。清华大学核研院与德国有关部门在高温堆方面有着长期良好的合作关系。在德国能源供求关…     

高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸的光电测长法

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的重要组成部分，燃料颗粒（直径约１ｍｍ）的尺寸是重要的性能指标。光电测长法采用分辨率为０．０２μｍ的高精度光栅作为传感器，接触式直接量测被测物体，最大限度地减少了测量误差。光电测长系统由光电传感器测试头、样品工作台、台式光栅数显表和微机数据采集处理系统组成。测量２００个包覆燃料颗粒尺寸需要３０ｍｉｎ。测量的重复性偏差为０．０５μｍ。光电测长法完全能满足包覆燃料颗粒尺寸在线检测要求     

燃料颗粒包覆过程冷态模拟的压强研究

包覆燃料颗粒是１０ＭＷ高温气冷堆球形燃料元件的核心。在直径为５５ｍｍ冷态模拟流化床中对核燃料颗粒的喷动状态进行了模拟研究。运用静压探针研究了床内压降随流化气体速度变化的关系以及压降的轴向分布。而且从压降－气体速度关系曲线进一步判别床内死区情况,运用余弦关系近似描述了压降的轴向分布。实验结果表明本研究对包覆工艺具有参考价值。     

在线测试包覆燃料颗粒镀层密度的方法

包覆燃料颗粒的质量对于高温气冷堆安全运行起着重要作用。包覆燃料颗粒的镀层密度是影响颗粒质量的重要指标。因此，准确、及时地在线检测包覆燃料颗粒各镀层的密度，对于保证包覆燃料颗粒符合设计要求有着重要意义。在借鉴国内外同行研究成果的基础上，针对包覆燃料颗粒镀层的特点，研究并建立了一套满足实际生产需要的在线快速测试密度的综合方法。这包括着填装法、尺寸—质量法、比重瓶法和重液悬浮法。简要地介绍了这些在线性能测试方法，给出了一些测试数据，讨论了测量误差产生的主要原因。     

球床高温气冷堆闭式循环特性

从提高天然铀利用率和改进废物管理方面考虑,研究球床高温气冷堆乏燃料中铀钚的再利用和不同闭式燃料循环的特性。在250MW热功率球床模块式高温气冷堆示范电站铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚为核燃料,设计了PuO2和混合氧化物(MOX)燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与示范电站有同样结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。还研究了基于轻水堆级钚的燃料循环。采用了高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆不同闭式循环的燃料利用和超铀元素焚烧特性。不同闭式循环钚消耗率分别为50%、46%和71%,天然铀的电利用率分别提高了6%、8%和20%。结果表明:高温气冷堆闭式燃料循环能有效焚烧钚同位素,适度提高天然铀的利用率。     

致密热解碳层的混合气体包覆工艺研究

致密热解碳层是高温气冷堆包覆燃料颗粒的关键组成。该文介绍了在流化床包覆炉中采用丙烯（Ｃ３Ｈ６）和乙炔（Ｃ２Ｈ２）的混合气体作为反应体系的包覆工艺，以消除只用丙烯作为包覆气体时产生的热效应。讨论了包覆工艺参数（沉积温度、乙炔浓度等）对致密热解碳层的密度、沉积速率和碳利用率的影响，确定了制备致密热解碳层的最佳工艺条件。研究的结果在生产规模流化床包覆炉中得到了验证和实际应用。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。     

高温气冷堆包覆颗粒燃料微球抽样研究

对ＵＯ２核芯或燃料包覆颗粒进行性能检验时，必须先抽样。本文研究了不同抽样方法对尺寸测量结果的影响，分析了抽样引起的平均值的偏差，抽样引起的组成成分的偏差。探讨了样本大小与测量标准偏差波动的关系。结论认为：抽样必须用取样器（旋转格槽取样器），抽样对尺寸测量的平均值及标准偏差的影响，主要由样本大小决定。     

喷动床多气体入口对燃料颗粒包覆工艺的影响

包覆燃料颗粒的制备是 10 MW高温气冷堆中的关键技术。论文介绍了一种用于生产包覆燃料颗粒的具有多气体入口的新颖喷动床 ,通过不同气体入口条件下的包覆试验 ,揭示了该喷动床具有包覆反应区向喷管区收缩的特点 ,该特点可使得包覆层更均匀 ,密度低 ,颗粒周期性循环对包覆层性能波动的影响减弱等等 ;同时该喷动床的喷动高度低 ,减少了颗粒因碰撞而导致的包覆层裂纹。因此 ,该喷动床适合于包覆燃料颗粒的制备     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

X光照相法测量高温气冷堆燃料微球包覆层厚度

高温气冷堆对燃料微球各包覆层的厚度有严格的要求。测量包覆层厚度常用的方法是Ｘ射线照相法，瓷相磨片法，光学颗粒尺寸分析仪法和Ｖ型槽法。本文描述了用Ｘ射线照相法测量包覆层厚度的测量过程。采用光栅技术，用９８Ｊ型精密测量投影仪对Ｘ光底片进行测量，用微机采集和处理数据。该测量方法的测量重现性好，对一选定的微球重复测量直径２０次，标准偏差１μｍ左右。该测量方法是无损检验，测量精度高，速度快，过程便于监督，适合于燃料微球生产过程中的在线测量。     

球形燃料元件中基体石墨的化学分析

结合高温气冷堆对基体石墨的纯度要求，用耦合式等离子发射光谱仪对球形燃料元件基体石墨及原材料中的微量及痕量杂质元素质量分数进行了分析，并讨论了基体石墨制造过程对其杂质元素质量分数的影响。利用等离子发射光谱仪、离子选择性电极和离子色谱等对Ｂ、Ｌｉ、Ｆｅ、Ｔｉ、Ｕ、Ｔｈ、Ｇｄ、Ｅｕ、Ｓｍ 、Ｄｙ、Ｆ和Ｃｌ等十几个重要元素进行了分析。研究结果表明： 基体石墨中的杂质主要来源于原材料中的杂质，在球形燃料元件制造过程中所使用的原材料及制成的基体石墨均符合球形燃料元件的设计指标。