|
|
高丰度低浓铀燃料验证数据集候选方案综述 | MDPI Journal of Nuclear Engineering |
|
论文标题:A Review of Candidates for a Validation Data Set for High-Assay Low-Enrichment Uranium Fuels
论文链接:https://www.mdpi.com/2673-4362/4/3/38
期刊名:Journal of Nuclear Engineering
期刊主页:https://www.mdpi.com/journal/jne
在先进核能系统的安全设计中,燃料性能的验证是至关重要的一环。近年来,高含量低浓铀(HALEU,铀-235富集度5%~20%)因其在高温气冷堆、熔盐堆等先进堆型中的应用潜力而备受关注。然而,由于现有商用反应堆燃料富集度上限为5%,HALEU燃料在临界性、燃耗等方面的验证数据几乎处于空白状态,这不仅制约了新型反应堆的设计优化,也成为监管审批的重要障碍。
近日,美国爱达荷国家实验室(INL)的Mark D. DeHart联合JFoster and Associates的John Darrell Bess,以及橡树岭国家实验室(ORNL)的Germina Ilas,在《Journal of Nuclear Engineering》上发表了重要综述。团队依托国际反应堆物理实验评估项目(IRPhE)的技术积累,系统梳理了可用于HALEU燃料验证的实验数据资源,旨在为先进核能系统的安全运行奠定数据基础。
研究过程与结果
研究团队通过系统梳理国际反应堆物理实验评估项目(IRPhE)手册和INL的辐照实验数据,建立了完整的HALEU验证数据集评估框架:
1.基准实验分析
团队从IRPhE手册中筛选出9个具有代表性的HALEU燃料基准实验,涵盖多种反应堆类型。其中,日本FCA IX-7快堆实验(20%富集铀金属堆芯)和INL的NRAD热中子堆实验(U-ZrH-Er燃料)提供了关键的临界数据。研究特别指出,NRAD反应堆的64元件堆芯配置展示了HALEU燃料在水-石墨混合慢化系统中的优异性能。

图示:NRAD反应堆堆芯布局,清晰展示了燃料元件与石墨反射层的空间分布关系
2.燃耗数据挖掘
通过对INL先进试验堆(ATR)历史实验数据的深度挖掘,研究团队发现AGR系列和AFIP系列实验蕴含重要价值:
•AGR-1实验的TRISO燃料达到20%燃耗深度(FIMA),其放射化学分析数据与模拟计算结果偏差<5%
•AFIP系列实验中U-Mo合金燃料板的同位素演化数据,为验证燃耗计算模型提供了直接依据
3.数据质量评估
研究建立了严格的数据质量评价体系,重点考察了测量精度、实验条件和数据完整性等关键指标。结果显示,虽然现有数据存在分散性,但通过系统整合和标准化处理,完全可以满足初步验证需求。
研究总结
研究团队指出,当前HALEU燃料的验证数据集中于临界实验,燃耗数据严重匮乏。AGR与AFIP等辐照实验虽非专为验证设计,但其放射化学分析结果可填补这一空白。未来需将分散的内部数据整合为公开基准,并推动IRPhE格式的标准化评估。
展望未来,随着美国Centrus能源公司等机构加速HALEU生产,建立全面的验证数据集将成为监管审批与商业应用的基础。多机构合作、跨尺度模拟(从核数据到堆芯设计)及新型实验堆(如MARVEL)的投运,将助力先进核能系统安全性的提升。
Journal of Nuclear Engineering期刊介绍:https://www.mdpi.com/journal/jne
主编:Dan Gabriel Cacuci,University of South Carolina, USA
期刊创刊于2020年,是一本国际开放获取期刊,发表同行评审的论文。期刊涵盖了与核和辐射过程的科学和应用相关的原创研究、想法和进展。发文类型包括original research papers, reviews, communications, brief reports, opinions, technical notes, editorials等。
截至目前,Journal of Nuclear Engineering期刊已被Scopus, ESCI (Web of Science), EBSCO等数据库收录。
特别声明:本文转载仅仅是出于传播信息的需要,并不意味着代表本网站观点或证实其内容的真实性;如其他媒体、网站或个人从本网站转载使用,须保留本网站注明的“来源”,并自负版权等法律责任;作者如果不希望被转载或者联系转载稿费等事宜,请与我们接洽。