CN112037950B - 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 - Google Patents
一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112037950B CN112037950B CN202011015176.6A CN202011015176A CN112037950B CN 112037950 B CN112037950 B CN 112037950B CN 202011015176 A CN202011015176 A CN 202011015176A CN 112037950 B CN112037950 B CN 112037950B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- simulation
- fuel rod
- heating furnace
- cladding
- core block
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/001—Mechanical simulators
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
本发明公开了一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法,本发明的模拟装置包括加热炉、坩埚和燃料棒模拟体;其中,所述燃料棒模拟体用于模拟原型燃料元件的包壳与芯块;所述坩埚用于支撑燃料棒模拟体,同时提供气体循环流道,在燃料棒模拟体熔化时能够包容液态熔融物,防止熔融物损伤加热炉;所述加热炉用于对燃料棒模拟体加热。本发明为裂变产物释放特性实验提供了一种不带放射性同位素,并且结构与物理化学过程与真实燃料棒相近的裂变产物释放特性实验装置,可用于研究不同堆型和不同燃耗严重事故各种裂变产物释放特性。
Description
技术领域
本发明属于严重事故实验设备技术领域,具体涉及一种应用于严重事故条件下燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法。
背景技术
核反应堆在正常运行条件下,经过中子的辐照,燃料棒中二氧化铀晶粒中会逐渐积累裂变产物,其中的裂变气体持续向晶界扩散,并逐渐累积在燃料芯块与包壳之间的气隙中。当核反应堆发生严重事故后,燃料棒包壳破裂,部分裂变气体通过破口释放到燃料棒外部,大部分裂变产物仍然被包容在燃料芯块中。随着燃料棒温度持续升高,溶解于基体的易挥发性裂变产物通过热扩散释放,其他裂变产物在燃料基体中溶解度达到极限而析出至晶界。随着温度继续上升,燃料棒开始熔化,晶内气泡捕获的裂变气体及其他裂变产物进一步释放。裂变产物释放过程中还涉及到裂变产物间、裂变产物与包壳和蒸汽间的化学反应等物理化学过程。裂变产物的释放特性是堆芯严重事故缓解措施的基础,需要设计精密的实验进行分析。经调研,目前国际上针对严重事故裂变产物释放特性研究的实验装置主要采用了辐照后的真实材料或模拟材料进行研究,但由于辐照后的燃料元件带有强放射性,实验只能在热室中开展,使得实验过程及测量存在很大难度,同时导致实验成本较高。而采用同位素模拟裂变产物开展释放特性实验,又难以准确模拟裂变产物的释放过程中复杂的物理化学现象。因此亟需针对燃料棒裂变产物释放过程,通过合适的设计,开发一种采用同位素模拟裂变产物的模拟实验装置,以降低实验的不确定性,同时减少实验研究的成本。
发明内容
本发明提供了一种燃料棒裂变产物释放模拟装置,本发明为裂变产物释放特性实验提供了一种不带放射性同位素,并且结构与物理化学过程与真实燃料棒相近的裂变产物释放特性实验装置,可用于研究不同堆型和不同燃耗严重事故各种裂变产物释放特性。
本发明通过下述技术方案实现:
一种燃料棒裂变产物释放模拟装置,该模拟装置包括加热炉、坩埚和燃料棒模拟体;
其中,所述燃料棒模拟体用于模拟原型燃料元件的包壳与芯块;
所述坩埚用于支撑燃料棒模拟体,同时提供气体循环流道,在燃料棒模拟体熔化时能够包容液态熔融物,防止熔融物损伤加热炉;
所述加热炉用于对燃料棒模拟体加热。
优选的,本发明的加热炉由加热炉体和加热炉盖构成,所述加热炉盖与加热炉体顶部密封连接,所述加热炉体内侧壁布置有加热器,所述加热炉盖顶部设置有加热器接口,所述加热炉体底部设置有气体入口,所述加热炉体侧壁面不同高度布置有气体采样接口。
本发明通过在水平方向的辐射以及顶部激光加热,可以准确模拟反应堆内燃料棒周围辐射换热边界条件,同时可以模拟真实燃料棒芯块与包壳间的温度梯度,从而获得更加准确的实验结果。
优选的,本发明的加热炉体外壁为由硬毡、软毡共同组成的复合保温层。
优选的,本发明的加热器采用石墨加热器,所述加热器接口用于连接激光加热器。
优选的,本发明的燃料棒模拟体由模拟包壳和模拟芯块构成;
所述模拟包壳由包壳管、顶部端盖和底部端盖构成;
所述包壳管顶端与顶部端盖密封连接;所述包壳管底端与底部端盖密封连接,以实现模拟包壳内部空间的密封,从而构建模拟芯块与模拟包壳间的气隙;
所述顶部端盖的盖体至少部分设置为用于顶部加热激光通过的视窗;
所述模拟芯块承托于模拟包壳底部。
优选的,本发明的顶部端盖采用氧化锆材料;
所述包壳管材料与原型燃料元件包壳材料一致,所述包壳管材料采用Zr-4锆合金、ZIRLO锆合金、M5锆合金或N36锆合金;
所述底部端盖采用烧结UO2,用于模拟底部芯块对上部芯块的承托作用,同时包容高温模拟芯块。
优选的,本发明的模拟芯块采用裂变产物元素单质与UO2烧结而成;
所述模拟芯体顶部设置有同心槽,用以增加激光加热功率,同时保证加热功率的均匀分布。
本发明的燃料棒模拟体使用宝石级氧化锆晶体,可以保证在高温高加热功率条件下,燃料棒的边界完好,不出现使用高温玻璃视窗在加热条件下熔化的现象。同时本发明的模拟芯块顶部设置有同心圆状的沟道,可以提高激光吸收率,同时保证加热功率的均匀分布。
优选的,本发明的坩埚侧壁面不同高度布置有气体循环流道;
所述坩埚采用氧化锆材料。
另一方面,本发明还提出了一种如上所述的燃料棒裂变产物释放模拟装置的使用方法,该方法包括以下步骤:
实验前:模拟芯块的制备以及模拟装置的装配;
进行实验:通过外部气体循环系统通过加热炉体1-4缓底部的气体入口构建炉内气氛;之后慢提高石墨加热器的加热功率,使燃料棒模拟体按照预定工况升温;当炉体内温度达到1700℃以后,启动顶部激光加热器对模拟芯块进行直接加热;随着模拟芯块的温度上升,模拟包壳逐渐融化,当达到模拟芯块熔点后,模拟芯块融化;在融化过程中,高温条件下裂变产物、模拟芯块和模拟包壳之间不断相互作用,裂变产物逐渐释放,并随着循环气体经气体采样接口进入在线分析仪,即可实时获得不同种类裂变产物分布。
优选的,本发明的模拟芯块的制备以及模拟装置的装配具体过程包括:
根据研究裂变产物对象,在保护气体氛围中使用高温烧结的方式将各元素单质与UO2相互结合,以模拟燃料棒中辐照条件下裂变产物在燃料芯块中积累过程;完成烧结后,对烧结而成的芯块模拟体进行测量,以获得模拟芯块中各元素单质的份额;烧结完成后,在芯块顶部加工同心槽,从而获得如权利要求1-8任一项所述的模拟装置中的模拟芯块;
在手套箱中,将底部端盖密封安装在包壳管底端,再将加工完成的模拟芯块竖直放置于底部端盖上,在包壳管顶端密封安装顶部端盖,完成燃料棒模拟体的装配;
将装配完成的燃料棒模拟体竖直放置于坩埚的中心,然后将坩埚以及燃料棒模拟体整体竖直放置于加热炉内。
本发明具有如下的优点和有益效果:
1、本发明的燃料棒模拟体采用研究对象相同包壳材料,模拟芯块采用添加裂变产物元素的烧结UO2,可近似模拟辐照燃料中裂变产物的累积和裂变产物在严重事故后发生的相互反应和释放过程。
2、本发明的加热炉设置为水平方向的辐射及顶部激光加热,可以准确模拟反应堆内燃料棒周围辐射换热边界条件,同时可以模拟真实燃料棒芯块与包壳间的温度梯度,从而获得更加准确的实验结果;本发明通过辐射和激光的加热方法,可以实现2800℃以下的燃料元件裂变产物释放特性模拟。
3、本发明的燃料棒模拟体使用宝石级氧化锆晶体,可以保证在高温高加热功率条件下,燃料棒的边界完好,不出现使用高温玻璃视窗在加热条件下熔化的现象。本发明的燃料棒模拟体不含管制核材料,加工方便,易于安装操作,非常适合裂变产物释放特性研究。
4、本发明的燃料棒模拟体中上端盖和棒体可拆装,可根据研究堆型和燃耗,选择燃料和裂变产物的比例,实现不同堆型和不同燃耗的各种裂变产物释放特性研究。
5、本发明的模拟芯块使用贫化UO2,通过高温烧结方式使裂变产物单质与基体材料结合,裂变产物释放特性与辐照后的燃料芯块相近;且模拟芯块顶部设置有同心圆状的沟道,可以提高激光吸收率,同时保证加热功率的均匀分布。
6、本发明装置结构简单,加工拆装方便,可靠性高。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为本发明的模拟装置整体结构示意图。
图2为本发明的加热炉结构示意图。
图3为本发明的坩埚结构示意图。
图4为本发明的燃料棒模拟体结构示意图。
附图中标记及对应的零部件名称:
1-加热炉,1-1-激光加热器接口,1-2-加热炉盖,1-3-气体采样接口,1-4-加热炉体,1-5-加热器,1-6-气体入口,2-坩埚,2-1-第一气体循环流道,2-2-第二气体循环流道,2-3-第三气体循环流道,3-燃料棒模拟体,3-1-顶部密封头,3-2-顶部端盖,3-3-包壳管,3-4-烧结模拟芯块,3-5-底部密封头,3-6-底部端盖。
具体实施方式
在下文中,可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在,并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外,如在本发明的各种实施例中所使用,术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合,并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。
在本发明的各种实施例中,表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如,表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。
在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件,不过可不限制相应组成元件。例如,以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如,第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置,尽管二者都是用户装置。例如,在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下,第一元件可被称为第二元件,同样地,第二元件也可被称为第一元件。
应注意到:如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件,则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件,并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地,当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时,可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。
在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用,单数形式意在也包括复数形式,除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定,否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义,除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例1
本实施例提出了一种燃料棒裂变产物释放模拟装置。如图1所示,本实施例的模拟装置主要由加热炉1,坩埚2,燃料棒模拟体3三部分构成。
如图2所示,本实施例的加热炉1由加热炉盖1-2和加热炉体1-4构成。
加热炉体1-4内部布置有石墨桶形加热器1-5,外部为硬毡、软毡共同组成的复合保温层。加热炉体1-4底部设置有气体入口1-6,侧壁面不同高度布置有气体采样接口1-3。
外部气体循环系统通过气体入口1-6构建加热炉体1-4内部加热气氛,通过气体采样接口1-3可对燃料棒模拟体释放到气体空间内的元素进行取样分析,气体采样接口1-3可用于连接在线分析仪。
加热炉盖1-2为水冷结构,与加热炉体1-4顶端通过法兰进行连接密封。炉盖1-2顶部设置有激光加热器接口1-1,用于燃料芯块模拟体加热。
如图3所示,本实施例的坩埚2材质为氧化锆,主要用于支撑燃料棒模拟体,同时提供高中低三种气体循环流道(第一气体循环流道2-1、第二气体循环流道2-2,第三气体循环流道2-3),在燃料棒模拟体熔化时可以包容液态熔融物,防止熔融物损伤加热炉。
具体如图4所示,本实施例的燃料棒模拟体3由模拟包壳和模拟芯块3-4构成,分别用于模拟原型燃料元件的包壳与芯块。模拟包壳由包壳管3-3、顶部端盖3-2和底部端盖3-6构成。顶部端盖3-2通过顶部密封头3-1与包壳管3-3的顶端相连接,底部端盖3-6通过底部密封头3-5与包壳管3-3的底端相连接,以实现模拟包壳内部空间的密封,从而构建模拟芯块与模拟包壳间的气隙。其中包壳管材料与原型燃料元件包壳材料一致,针对不同的原型燃料,模拟包壳管材料可选择Zr-4、ZIRLO、M5、N36等不同的锆合金材料。
顶部端盖3-2盖体至少部分设置为氧化锆视窗,材质采用宝石级氧化锆晶体,用于顶部密封并保证加热激光透过。
底部端盖3-6材质为烧结UO2,用以模拟底部芯块对上部芯块的承托作用,同时可包容高温模拟芯块。
本实施例的顶部端盖和底部端盖通过螺纹与包壳管相连接,以实现模拟包壳内部空间的密封,从而构建模拟芯块与模拟包壳间的气隙。模拟芯块主材料为贫化处理后的UO2材料,通过真空烧结的方式,将研究的裂变产物如I、Cs、Mo、Ru、La、Ce、Sr、Ba等单质与UO2复合,其中各元素组分由物理计算给出。模拟芯块顶部通过机械加工方法形成多层同心圆凹槽,用于吸收激光。
实施例2
本实施例将上述实施例1提出的模拟装置适用于不同堆型和不同燃耗核反应堆严重事故条件下燃料棒裂变产物释放特性实验研究。
具体过程如下:
本实施例的实验燃料棒在实验开始前,根据研究堆型和燃耗,计算获得裂变产物的种类及份额。根据研究裂变产物对象,在保护气体氛围中使用高温烧结的方式将各元素单质与UO2相互结合,以模拟燃料棒中辐照条件下裂变产物在燃料芯块中积累过程。完成烧结后,通过密度、组分测量仪器对烧结后芯块模拟体进行测量,以获得模拟芯块中各元素的份额。模拟芯块烧结完成后,使用机械加工方式在芯块顶部加工同心槽,从而获得实验装置中适用的模拟芯块3-4。
在手套箱中,将底部密封盖3-6安放于包壳管3-3底部,缓慢旋紧底部密封头3-5,以实现模拟包壳与底部接口处的密封。再将加工完成的模拟芯块3-4竖直放置于底部密封盖3-6上,在包壳管3-3顶端安放氧化锆可视窗3-2,缓慢旋紧顶部密封头3-1,完成燃料棒模拟体3的安装。
将安装完成的燃料棒模拟体3竖直放置于坩埚2中心,随后将坩埚2及燃料棒模拟体3整体竖直放置于加热炉1中心。此时通过外部气体循环系统向通过加热炉底部的底部气体入口1-6构建炉内气氛。此后缓慢提高石墨桶形加热器1-5加热功率,使燃料棒模拟体按照预定工况升温。当炉内温度达到1700℃以后,启动顶部激光加热系统对模拟芯块3-4进行直接加热。随着模拟芯块3-4的温度上升,模拟包壳逐渐融化,当达到模拟芯块3-4熔点后,模拟芯块融化。融化过程中,高温条件下裂变产物、芯块、包壳之间不断相互作用,裂变产物逐渐释放,并随着循环气体经气体循环流道(第一气体循环流道2-1、第二气体循环流道2-2,第三气体循环流道2-3),由气体采样接口1-3进入在线分析仪,可实时获得不同种类裂变产物分布。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种燃料棒裂变产物释放模拟装置,其特征在于,该模拟装置包括加热炉(1)、坩埚(2)和燃料棒模拟体(3);
其中,所述燃料棒模拟体(3)用于模拟原型燃料元件的包壳与芯块;
所述坩埚(2)用于支撑燃料棒模拟体(3),同时提供气体循环流道,在燃料棒模拟体(3)熔化时能够包容液态熔融物,防止熔融物损伤加热炉(1);
所述加热炉(1)用于对燃料棒模拟体(3)加热;
所述加热炉(1)由加热炉体(1-4)和加热炉盖(1-2)构成;
所述加热炉体(1-4)内侧壁布置有加热器(1-5),所述加热炉盖(1-2)顶部设置有加热器接口(1-1);
所述加热器(1-5)采用石墨加热器,所述加热器接口(1-1)用于连接激光加热器;
所述坩埚(2)侧壁面不同高度布置有气体循环流道。
2.根据权利要求1所述的模拟装置,其特征在于,所述加热炉盖(1-2)与加热炉体(1-4)顶部密封连接,所述加热炉盖(1-2)顶部设置有加热器接口(1-1),所述加热炉体(1-4)底部设置有气体入口(1-6),所述加热炉体(1-4)侧壁面不同高度布置有气体采样接口(1-3)。
3.根据权利要求2所述的模拟装置,其特征在于,所述加热炉体(1-4)外壁为由硬毡、软毡共同组成的复合保温层。
4.根据权利要求1所述的模拟装置,其特征在于,所述燃料棒模拟体(3)由模拟包壳和模拟芯块(3-4)构成;
所述模拟包壳由包壳管(3-3)、顶部端盖(3-2)和底部端盖构成(3-6);
所述包壳管(3-3)顶端与顶部端盖(3-2)密封连接;所述包壳管(3-3)底端与底部端盖(3-6)密封连接,以实现模拟包壳内部空间的密封,从而构建模拟芯块与模拟包壳间的气隙;
所述顶部端盖(3-2)的盖体至少部分设置为用于顶部加热激光通过的视窗;
所述模拟芯块(3-4)承托于模拟包壳底部。
5.根据权利要求4所述的模拟装置,其特征在于,所述顶部端盖(3-2)采用氧化锆材料;
所述包壳管(3-3)材料与原型燃料元件包壳材料一致,所述包壳管材料采用Zr-4锆合金、ZIRLO锆合金、M5锆合金或N36锆合金;
所述底部端盖(3-6)采用烧结UO2,用于模拟底部芯块对上部芯块的承托作用,同时包容高温模拟芯块。
6.根据权利要求4所述的模拟装置,其特征在于,所述模拟芯块(3-4)采用裂变产物元素单质与UO2烧结而成;
所述模拟芯体(3-4)顶部设置有同心槽,用以增加激光加热功率,同时保证加热功率的均匀分布。
7.根据权利要求1所述的模拟装置,其特征在于,
所述坩埚(2)采用氧化锆材料。
8.一种如权利要求1-7任一项所述的模拟装置的使用方法,其特征在于,该方法包括以下步骤:
实验前:模拟芯块(3-4)的制备以及模拟装置的装配;
进行实验:通过外部气体循环系统通过加热炉体(1-4)缓底部的气体入口(1-6)构建炉内气氛;之后慢提高石墨加热器(1-5)的加热功率,使燃料棒模拟体(3)按照预定工况升温;当炉体内温度达到1700℃以后,启动顶部激光加热器对模拟芯块(3-4)进行直接加热;随着模拟芯块(3-4)的温度上升,模拟包壳逐渐融化,当达到模拟芯块(3-4)熔点后,模拟芯块(3-4)融化;在融化过程中,高温条件下裂变产物、模拟芯块(3-4)和模拟包壳之间不断相互作用,裂变产物逐渐释放,并随着循环气体经气体采样接口(1-3)进入在线分析仪,即可实时获得不同种类裂变产物分布。
9.根据权利要求8所述的使用方法,其特征在于,所述模拟芯块(3-4)的制备以及模拟装置的装配具体过程包括:
根据研究裂变产物对象,在保护气体氛围中使用高温烧结的方式将各元素单质与UO2相互结合,以模拟燃料棒中辐照条件下裂变产物在燃料芯块中积累过程;完成烧结后,对烧结而成的芯块模拟体进行测量,以获得模拟芯块中各元素单质的份额;烧结完成后,在芯块顶部加工同心槽,从而获得如权利要求1-8任一项所述的模拟装置中的模拟芯块(3-4);
在手套箱中,将底部端盖(3-6)密封安装在包壳管(3-3)底端,再将加工完成的模拟芯块(3-4)竖直放置于底部端盖(3-6)上,在包壳管(3-3)顶端密封安装顶部端盖(3-2),完成燃料棒模拟体(3)的装配;
将装配完成的燃料棒模拟体(3)竖直放置于坩埚(2)的中心,然后将坩埚(2)以及燃料棒模拟体(3)整体竖直放置于加热炉(1)内。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011015176.6A CN112037950B (zh) | 2020-09-24 | 2020-09-24 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011015176.6A CN112037950B (zh) | 2020-09-24 | 2020-09-24 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN112037950A CN112037950A (zh) | 2020-12-04 |
CN112037950B true CN112037950B (zh) | 2022-02-11 |
Family
ID=73574874
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202011015176.6A Active CN112037950B (zh) | 2020-09-24 | 2020-09-24 | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN112037950B (zh) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113096840B (zh) * | 2021-03-29 | 2022-11-29 | 中山大学 | 一种用于模拟反应堆燃料棒包壳材料动态试验的反应釜 |
Citations (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4116767A (en) * | 1976-12-13 | 1978-09-26 | Westinghouse Electric Corp. | Fluid pressure apparatus for recovering fuel pellets from nuclear fuel elements |
EP0614195A1 (en) * | 1993-03-02 | 1994-09-07 | Westinghouse Electric Corporation | Fret resistant fuel rod with zirconium oxide layer |
EP1113455A1 (en) * | 1999-12-30 | 2001-07-04 | General Electric Company | Method and system for generating thermal-mechanical limits for the operation of nuclear fuel rods |
WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
CN1777748A (zh) * | 2003-03-19 | 2006-05-24 | 贝特博恩有限责任公司 | 抗爆燃的燃料供给系统 |
EP2102626A1 (de) * | 2006-12-22 | 2009-09-23 | Areva NP GmbH | Verfahren zur vorbehandlung eines brennstabhüllrohres für materialuntersuchungen |
CN102693765A (zh) * | 2011-03-23 | 2012-09-26 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 压水堆的紧急堆芯冷却系统 |
CN103106929A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
CN104575637A (zh) * | 2014-12-15 | 2015-04-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法 |
CN105259291A (zh) * | 2015-11-11 | 2016-01-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种裂变气体的分析方法 |
CN105427906A (zh) * | 2015-11-09 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 重水堆燃料元件裂变气体释放和测量系统及工艺 |
CN106525895A (zh) * | 2016-11-11 | 2017-03-22 | 西安交通大学 | 一种高温熔融物扩展壅塞实验装置及实验方法 |
CN108492897A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-04 | 西安交通大学 | 一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置 |
CN108597625A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-28 | 西安交通大学 | 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置 |
CN109243641A (zh) * | 2018-10-18 | 2019-01-18 | 中国核动力研究设计院 | 用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体 |
CN109949950A (zh) * | 2019-03-26 | 2019-06-28 | 上海交通大学 | 反应堆包壳破损模拟实验台 |
CN109975179A (zh) * | 2017-12-27 | 2019-07-05 | 核动力运行研究所 | 一种燃料棒破损时裂变气体扩散形态试验装置及方法 |
WO2019143396A2 (en) * | 2017-10-23 | 2019-07-25 | Alpha Ring International, Ltd. | Retrofit for fission reactor |
CN110517797A (zh) * | 2019-08-16 | 2019-11-29 | 西安交通大学 | 一种核反应堆环形燃料损毁实验装置及实验方法 |
CN110660496A (zh) * | 2019-09-27 | 2020-01-07 | 西安交通大学 | 一种用于高温芯轴试验的包壳破裂失效实时监测系统 |
CN110867263A (zh) * | 2019-11-07 | 2020-03-06 | 西安交通大学 | 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法 |
CN111291494A (zh) * | 2020-02-21 | 2020-06-16 | 西安交通大学 | 用于核反应堆triso燃料颗粒的多尺度多物理场耦合模拟方法 |
CN111524620A (zh) * | 2020-04-25 | 2020-08-11 | 西安交通大学 | 模拟燃料组件离线啜吸中破口处微小气体扩散收集的装置及方法 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
AT405502B (de) * | 1997-08-06 | 1999-09-27 | Andritz Patentverwaltung | Vorrichtung zum austrag von material aus einem reaktor |
SE532638C2 (sv) * | 2008-06-04 | 2010-03-09 | Westinghouse Electric Sweden | Metod och apparat för att övervaka driften av en kärnreaktor |
US20160099084A1 (en) * | 2014-10-02 | 2016-04-07 | Areva Inc. | Method of platinum injection into a nuclear reactor |
KR102605340B1 (ko) * | 2015-08-27 | 2023-11-23 | 테라파워, 엘엘씨 | 다중 스미어 밀도 연료를 갖는 연료 요소 |
-
2020
- 2020-09-24 CN CN202011015176.6A patent/CN112037950B/zh active Active
Patent Citations (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4116767A (en) * | 1976-12-13 | 1978-09-26 | Westinghouse Electric Corp. | Fluid pressure apparatus for recovering fuel pellets from nuclear fuel elements |
EP0614195A1 (en) * | 1993-03-02 | 1994-09-07 | Westinghouse Electric Corporation | Fret resistant fuel rod with zirconium oxide layer |
EP1113455A1 (en) * | 1999-12-30 | 2001-07-04 | General Electric Company | Method and system for generating thermal-mechanical limits for the operation of nuclear fuel rods |
WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
CN1777748A (zh) * | 2003-03-19 | 2006-05-24 | 贝特博恩有限责任公司 | 抗爆燃的燃料供给系统 |
EP2102626A1 (de) * | 2006-12-22 | 2009-09-23 | Areva NP GmbH | Verfahren zur vorbehandlung eines brennstabhüllrohres für materialuntersuchungen |
CN102693765A (zh) * | 2011-03-23 | 2012-09-26 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 压水堆的紧急堆芯冷却系统 |
CN103106929A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
CN104575637A (zh) * | 2014-12-15 | 2015-04-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于模拟燃料包壳性能的试验装置与方法 |
CN105427906A (zh) * | 2015-11-09 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 重水堆燃料元件裂变气体释放和测量系统及工艺 |
CN105259291A (zh) * | 2015-11-11 | 2016-01-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种裂变气体的分析方法 |
CN106525895A (zh) * | 2016-11-11 | 2017-03-22 | 西安交通大学 | 一种高温熔融物扩展壅塞实验装置及实验方法 |
WO2019143396A2 (en) * | 2017-10-23 | 2019-07-25 | Alpha Ring International, Ltd. | Retrofit for fission reactor |
CN109975179A (zh) * | 2017-12-27 | 2019-07-05 | 核动力运行研究所 | 一种燃料棒破损时裂变气体扩散形态试验装置及方法 |
CN108597625A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-28 | 西安交通大学 | 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置 |
CN108492897A (zh) * | 2018-05-08 | 2018-09-04 | 西安交通大学 | 一种研究核反应堆燃料棒熔化特性的可视化实验装置 |
CN109243641A (zh) * | 2018-10-18 | 2019-01-18 | 中国核动力研究设计院 | 用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体 |
CN109949950A (zh) * | 2019-03-26 | 2019-06-28 | 上海交通大学 | 反应堆包壳破损模拟实验台 |
CN110517797A (zh) * | 2019-08-16 | 2019-11-29 | 西安交通大学 | 一种核反应堆环形燃料损毁实验装置及实验方法 |
CN110660496A (zh) * | 2019-09-27 | 2020-01-07 | 西安交通大学 | 一种用于高温芯轴试验的包壳破裂失效实时监测系统 |
CN110867263A (zh) * | 2019-11-07 | 2020-03-06 | 西安交通大学 | 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法 |
CN111291494A (zh) * | 2020-02-21 | 2020-06-16 | 西安交通大学 | 用于核反应堆triso燃料颗粒的多尺度多物理场耦合模拟方法 |
CN111524620A (zh) * | 2020-04-25 | 2020-08-11 | 西安交通大学 | 模拟燃料组件离线啜吸中破口处微小气体扩散收集的装置及方法 |
Non-Patent Citations (5)
Title |
---|
CFD SIMULATION OF FISSION GAS RELEASE UNDER FUEL DEFECTS CONDITION IN PRESSURIZED WATER REACTOR;Bing Dong.et;《 Proceedings of the 2018 26th International Conference on Nuclear Engineering》;20181231;第1-9页 * |
Multiphysics Simulation of Fission Gas Production and Release in Light Water Reactor Fuel;Michael Rose;《Nuclear Engineering and Radiological Sciences》;20171231;第1-120页 * |
V.G. Zborovskii.et.Simulation of Fuel Microstructure Changes and Fission Gas Release for Transient Conditions in the Risø3 Experiments Using the RTOP Code.《SRC RF TRINITI》.2016,第1-16页. * |
压水堆燃料棒三维热-力学性能的精细模拟;王柱等;《原子能科学技术》;20170620(第06期);第1038-1044页 * |
燃料棒性能分析软件FRIPAC评估;张斌等;《原子能科学技术》;20181221(第05期);第869-875页 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN112037950A (zh) | 2020-12-04 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
D’Agata et al. | The results of the irradiation experiment MARIOS on americium transmutation | |
D’Agata et al. | SPHERE: Irradiation of sphere-pac fuel of UPuO2− x containing 3% Americium | |
CN112037950B (zh) | 一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法 | |
D'Agata et al. | The MARINE experiment: Irradiation of sphere-pac fuel and pellets of UO2− x for americium breading blanket concept | |
Chen et al. | Steady-state thermal fluids analysis for the HTR-PM equilibrium core | |
US3127325A (en) | Reactor with prompt negative temperature | |
US3446703A (en) | Method of operating a nuclear reactor | |
Matsuura et al. | Li-rod structure in high-temperature gas-cooled reactor as a tritium production device for fusion reactors | |
Carpenter et al. | MITR Users’ Guide | |
Zhang et al. | Study on on-line temperature measurement technology for core of pebble bed high temperature gas-cooled reactor | |
Fütterer et al. | Next generation fuel irradiation capability in the High Flux Reactor Petten | |
US2938784A (en) | Nuclear fuel composition | |
Matsuura et al. | The T-containment properties of a Zr-containing Li rod in a high-temperature gas-cooled reactor as a T production device for fusion reactors | |
Scarlat et al. | Solid fuel, salt-cooled reactors | |
Agus et al. | HTGR thermohydraulic study on steady-state conditions using ANSYS FLUENT | |
Okawa | A three-dimensional approach for simulating BWR core melt progression–A validation against CORA-BWR experimental series | |
Loewen et al. | PRISM reference fuel design | |
US3466225A (en) | Pulsing nuclear reactor | |
Costa | Validation of the SAMPSON/MCRA code against the CORA-18 experiment | |
Vasiliev et al. | Application of thermal-hydraulics and severe accident code SOCRAT/V3 to bottom water reflood experiment QUENCH-20 with BWR bundle | |
Bodi | Advanced methodologies for modeling and assessment of SFR safety functions | |
Okawa | Application of three-dimensional detailed geometry to simulation of melt progression in an intricate BWR lower head | |
Ševeček et al. | THERMAL ANALYSIS OF DRY STORAGE AND TRANSPORTATION CASKS CASTOR USING COBRA-SFS | |
Abuqudaira et al. | Perspective Chapter: Assessment of Nuclear Sensors and Instrumentation Maturity in Advanced Nuclear Reactors | |
Poole | Feasibility of Detecting Gas Leakage by Monitoring the Outer Surface Temperatures of a Horizontal SNF Canister: Numerical Simulations |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |