材料检测中心

燃料元件实验室

乏燃料分析实验室（热室）

核材料实验室

学术论文:

研究室每年在核燃料循环与材料领域发表多篇高水平学术论文，具体参见各位教师主页🕎。

主要研究成果:

（1）高温气冷堆球形燃料元件研发

301室多年来致力于球形燃料元件的研发工作🧑‍🦼，建立了一套完整的研究平台🤵🏼‍♀️、制备生产线，以及配套的检测和质保体系🌁，具备工业化生产能力🧵。相关研究成果水平位于世界前列，形成了具有完整自主知识产权的关键技术及基础研究成果。

UO₂陶瓷核芯为外凝胶工艺制备而成🧎🏻‍♀️‍➡️，平均直径500μm，是球形燃料元件中发生核裂变、产生核能的关键结构，能够滞留大部分放射性裂变产物。TRISO包覆燃料颗粒通过流化床-化学气相沉积工艺制备而成，平均直径0.92mm⤵️，其包覆层可阻挡裂变产物的释放👨🏿‍🚀。高温气冷堆球形燃料元件为全陶瓷燃料元件，能够耐受最高至1620℃的高温考验，设计燃耗10-19%FIMA，是反应堆固有安全性的第一道保障👩‍⚕️。球形燃料元件由TRISO包覆燃料颗粒和基体石墨经过准等静压工艺制备而成，平均直径6cm。基体石墨纯度很高，具有优良的中子慢化性能、导热性能和机械强度，物理和化学稳定性好👨‍🚀👱🏻‍♂️，是球形燃料元件的重要组成部分⛹🏿‍♀️。在球形燃料元件的生产过程中，对于天然石墨粉、人造石墨粉、酚醛树脂等主要原材料，UO₂核芯和TRISO包覆燃料颗粒中间产品💪🏽，以及球形燃料元件最终产品的几十项指标性能，具有精确的分析测量流程和严格的质量控制要求。

（2）核燃料与材料辐照研究

核燃料与材料辐照研究包括核燃料与材料辐照实验👩‍🚀、辐照后性能评价及乏燃料后处理研究🏛。2004年1月，HTR-10包覆燃料颗粒和燃料元件在俄罗斯进行了辐照考验💂🏿‍♀️。所受辐照样品无一破损🏌🏼，优于设计要求✔️。2014年12月，HTR-PM燃料元件在荷兰完成辐照考验🙅🏻‍♀️🧛🏽‍♂️，其结果为世界最好水平🥚，并获评“2013-2015年度中国核工业十大科技进展”👨‍👨‍👧‍👧。建立了国内首个辐照后球形燃料元件分析实验室，具备开展堆后乏燃料全流程分析能力🖖🏼。建立了辐照后球形燃料元件多尺度裂变产物分析平台、反应堆事故条件下燃料元件性能评价平台🆎，拥有燃料加热试验释放核素在线捕集与分析能力👁，开展了放射性核素在球形乏燃料中分布😹、扩散、迁移及分离研究。

（3）球形乏燃料后处理首端研究

由于球形燃料元件的颗粒弥散型结构特点，乏燃料体积较大👶，但绝大部分放射性核素均被包容在包覆燃料颗粒中，石墨基体放射性水平较低。球形乏燃料后处理首端研究的主要目的是有效分离燃料颗粒与石墨基体🫲🏻，实现高放射性乏燃料体积的有效减容🤘，达到核资源循环利用和废物最小化的目的🌐。迄今为止🧙🏼‍♂️，研究室开展了以电化学解体湿法、高温氧化干法为代表的球形乏燃料后处理首端工艺方法及试验平台，建立了辐照后球形燃料元件后处理首端学科方向，为发展球形乏燃料元件闭式核燃料循环思路💵、建立可持续发展先进核能系统发挥了重要作用。

（4）先进核燃料与材料研发

具备尺寸50~800 µm范围内的单分散UO₂核芯及包覆燃料颗粒制备技术，提高了核芯的尺寸均匀性，降低了包覆燃料颗粒的破损率🍙。研发了高热导率、高铀密度的UC🧗🏿‍♀️、UN核芯制备技术，满足超高温气冷堆👩🏿‍💻、小型堆和空间堆的特殊需求。研发了氧化物嬗变模拟燃料元件和氮化物惰性基体材料🧑🏼‍🏭，应用于加速器驱动的次临界反应堆系统👨🏼‍🌾。研发了新型结构的SiC包覆层🧉、金属包覆层（Nb、Zr等）🎄、金属碳化物包覆层（ZrC、NbC等）💁🏽🔳，用于新型核动力堆👊🏼、压水堆和超高温气冷堆等领域。首次将TRISO包覆颗粒弥散在BeO基体中⛹🏽‍♀️，制备出新型核燃料元件。

针对球形燃料元件基体石墨高温氧化问题🕚，自主研发了包埋加先驱体裂解两步法的涂层制备工艺，在石墨球表面获得了抗氧化性能优异的SiC基涂层，解决了大尺寸石墨球表面涂层制备易开裂的难题🥺。

（5）核用材料服役行为研究

面向未来高温堆需求，开展核用材料长期在辐照🉑、高温、应力及腐蚀性环境下服役行为研究👨🏼‍⚕️。针对关键高温材料镍基合金开展了高温蠕变行为及机理研究，获得了其蠕变性能与断裂模式，阐明了长期蠕变后内氮化环境腐蚀行为及内氮化对蠕变性能演化的影响机制。对镍基合金及新型多组元合金在高温辐照下的微观结构演化行为进行了研究，获得了力学性能劣化的微观影响规律🧝‍♀️。

（6）球形燃料元件生产线建设

以HTR-10、HTR-PM球形燃料元件的研究结果为基础🙍‍♀️，面向模块式高温气冷堆的商业化发展需求，开展中等规模及更大规模的球形燃料元件生产的关键工艺技术和关键设备技术研究💅🏻，服务于超高温气冷堆、气冷微堆燃料元件生产技术研发。