中文名 | 燃料棒包壳材料 | 特 点 | 可裂变 |
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燃耗超过45GWd/tU的燃料会引起从前所无法预料的安全问题,并且将会打破现有的NRC安全条例,除非人们做一些改进,将这些核燃料成分打包包装。
在核电站的运作中,假如冷却水突然损失,就会发生危险。比如1979年美国宾夕法尼亚三里岛的事故,曾导致了一个反应堆核芯的部分熔化。要在这样一个事故中控制放射能的泄漏,最关键的是核燃料棒与其外围的锆合金包壳在应急制冷系统下插入冷水时要保持完整。如果外壳变得很脆,核燃料棒有可能会迸裂,进而会将钚等其他放射性材料泄漏到反应堆外围的厂房。2100433B
核反应堆的运行方法,其中组件包括核燃料棒(3),至少一根核燃料棒是下述这种类型的,其包括:完全再结晶锆基合金的包壳(17),以质量计该合金含有0.8-1.3%铌和100ppm-1700ppm氧;以及以氧化铀为基础的核燃料芯块(23),这些芯块堆积在包壳(17)内。对反应堆运行的控制要使得在功率瞬变过程中:核燃料棒(3)的线功率密度保持在低于极限线功率密度,该极限线功率密度大于430W/cm,和/或核燃料棒的线功率密度变化保持在低于极限变化,该极限变化大于180W/cm。
处理的方式与铀燃料相似,先以机械方式切断燃料棒,再以浓硝酸溶解,惟金属钍在硝酸中呈“怠惰性”,故须添加小量HF,使之易于溶解,但氟离子易与铀及钍形成错化合物,影响萃取效果,且又引起强烈的腐蚀问题,解决...
钍燃料是指能制造可以能取代铀-235的核燃料铀-233的钍-232。钍资源中产量最多的矿物为独居石(monazite),一般钍含量为1~15%。首先将独居石以或氢氧化钠溶解,加以过滤、沉淀,再以硝酸溶...
核能发电目前是以铀-235为主要原料,铀含量高的矿藏正在急遽下降。能取代铀-235的核燃料之一是铀-233,但它在自然界并不存在,得要从钍-232来制造。核能发电是能源危机中的新宠,但由於核分裂反应器...
介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料316不锈钢(316SS)经650℃高温、积分中子注量3.1×1021n/cm2(En>0.1MeV)的辐照概况,以及辐照后在650℃与室温下的拉伸力学性能试验和金相检查的结果及评述。
一般采用拉棒方式组装燃料棒,棒表面不涂膜,划伤深度小于10μm,一根棒的拉力为500N。用装棒机每次可拉棒十多根。
以最常见的压水堆核电站为例,核燃料采用的铀是低浓缩铀,其中含裂变材料铀-235的含量为3%(称为富集度,天然铀的铀-235富集度为0.714%)。
在压水反应堆燃料组件中,一组15×15的含芯块和包壳的燃料棒由15×15的定位格架在多点支承,每根燃料棒长约4m,外径约1 cm,沿轴向约有7到8个定位格架。在燃料组件的流致振动分析时,通常将燃料棒简化为在流场作用下的多跨连续梁,格架中的每个单元分别含两个弹簧片和四个刚凸。
定位格架弹性约束对燃料棒振动特性的影响
燃料组件是核反应堆的核心部件,其性能直接影响核电站的可靠性、安全性和经济性,而定位格架作为燃料组件的重要结构,应保证反应堆在其寿期内,具有良好的热工水力性能、足够的强度和刚度,其功能除了定位、支承和导向外,还需起到合理分配流量、限制燃料棒振动水平的作用。
国内外对于格架力学性能的研究主要有:从流场分析的角度,研究定位格架导向翼和搅混翼的不同设计对合理分配流量的影响;通过静力试验和分析,研究定位格架的力学参数,考察其整体刚度和强度是否满足设计要求。燃料组件在实际运行工况下,长期处于高温高压以及辐照等恶劣环境中,随着燃耗的增加,定位格架上的弹簧片和刚凸有可能由于辐照生长和蠕变而出现松动,导致格架的力学性能参数会有不同程度的变化,对燃料棒模态参数将会产生显著影响,进一步影响燃料组件的使用寿命。而燃料棒在流致振动分析中一般将其简化为在流场作用下的多跨连续梁,文献仅分析了单跨情形下,两端的弹性约束对燃料棒一阶固有频率的影响;将燃料棒作为多跨连续梁作整体分析,考虑格架的弹性约束对其模态参数的影响,这方面公开发表的研究成果较为少见。
应用多跨连续梁振动理论,研究了定位格架约束对燃料棒固有振动特性的影响,以某核电厂燃料组件为例,建立了定位格架弹性约束的等效线刚度与燃料棒一阶固有频率的关系,在此基础上根据实测值确定格架弹性约束的等效刚度系数,并进行了燃料棒在弹性约束下的固有振动特性分析。结果表明,定位格架约束的不同处理对燃料棒的振动特性影响显著。因此,在燃料组件的设计中应充分考虑定位格架刚度的变化,所导致的燃料棒流致振动特性的改变。
核燃料棒235U富集度检测设备的软件设计
核电站不同堆型所使用的核燃料棒富集度也有所差异,核燃料元件厂为满足这些需求,生产了不同富集度的核燃料芯块。装填芯块时由于某些原因可能出现混装,使得核燃料棒中出现异常芯块,在反应堆运行过程中由于这些异常芯块以及235U富集度不均匀产生的热点可能引起燃料棒破裂。因此,必须对所生产的燃料棒235U富集度及其均匀性进行100%的检测。中国核电工程有限公司郑州分公司新研制的252Cf中子活化核燃料棒235U富集度无损检测设备在传动装置、前端探测器、上下料以及检测软件等方面相对以前研制的设备都有所改进,其中检测软件由DOS平台运行升级为Windows平台运行。
(1)检测原理
热中子诱发UO2芯块中的235U发生裂变反应产生的裂变产物不稳定,伴随一系列β-衰变,释放出大量γ射线(称为缓发γ射线)。在中子源强度、辐照时间和冷却时间一定的条件下,缓发γ射线强度与235U富集度成正比关
系,因此,通过测量γ射线强度沿燃料棒轴向分布和利用差值超限判别法便可确定核燃料棒的实际235U富集度值并判断出棒中是否混有异常芯块。
(2)系统组成
为提高中子源利用率和检测效率,252Cf中子活化核燃料棒235U富集度检测设备采用双通道设计,每个通道上布置3路探测器,整套设备由上下料架、传动装置、中子源、252Cf中子辐照器,六路探测器、放大器、单道脉冲幅度分析器、PLC自动控制系统以及计算机软件系统等部分组成,系统结构如图1《系统结构示意图》所示。 2100433B