APP下载

我国将开展未来核燃料辐照性能考核

2018-12-24

创新时代 2018年10期
关键词:芯块包壳核燃料

记者近日从中物院核物理与化学研究所获悉,该所将与中广核研究院合作,利用中国绵阳研究堆(CMRR)开展事故容错燃料(ATF)芯块和包壳的辐照考核与评价。这标志着中广核研究院牵头的ATF国家科技重大专项已在前期材料研制的基础上迈入辐照考核的重要阶段。

近年来,事故容错燃料正处在国际核燃料技术研发最前沿。自2015年我国启动相关研发后,中广核研究院ATF项目部牵头研制出新型核燃料芯块氧化铍增强型二氧化铀、大晶粒二氧化铀,及新型包壳材料铁铬铝合金、涂层锆合金和钼合金等,可提高燃料的热导率和裂变气体包容能力,并有效提高事故工况下包壳的失效时间,防止氢爆事件发生。这些材料也是未来高安全性和经济性核燃料及包壳的主要备选方案。

“辐照性能的优劣是关系到ATF材料能否实现工程应用的关键因素。”中物院核物理与化学研究所相关团队负责人表示,反应堆内服役环境极其恶劣,经受强中子辐照和冷却剂腐蚀后,材料性能会急剧下降,因此反应堆材料需经过中子辐照考核并满足性能要求后,才能开展工程应用。

为测试ATF材料的辐照性能,评价其相对传统核燃料系统的优势,并反馈优化制备技术,该所将与中广核研究院合作,利用中国绵阳研究堆开展ATF材料的辐照考核研究。

该负责人说,项目的主要技术难点在于ATF燃料小棒辐照装置的设计,同时,CMRR的高功率运行天数也是挑战之一。他表示,此前CMRR对这种新燃料小棒的輻照考核尚无先例,该项目还将进一步拓展CMRR在我国核能发展中的应用。

猜你喜欢

芯块包壳核燃料
LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算
真空烧结U3Si2燃料芯块的微观组织与导热性能
碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析
耐事故包壳中子经济性分析*
场辅助烧结二氧化铀基燃料芯块研究进展
环形燃料芯块一维稳态温度场计算方法研究
中核北方核燃料元件有限公司
改善研究堆用铝合金包壳抗腐蚀性能的研究
IFBA芯块ZrB2涂层溅射沉积工艺研究