高温气冷堆燃料元件的自由铀含量  

Free Uranium Fraction of Fuel Element of High Temperature Gas-Cooled Reactor

作　　者：唐春和[1] 阎迎辉[1] 李自强[1] 梁彤祥[1] 

机构地区：[1]清华大学核能技术设计研究院,北京,102201 清华大学核能技术设计研究院,北京,102201 清华大学核能技术设计研究院,北京,102201 清华大学核能技术设计研究院,北京,102201

出　　处：《核动力工程》2007年第z1期4-6,11,共4页Nuclear Power Engineering

摘　　要：近代低富集度3层包覆颗粒(Modern LEU TRISO Particles)燃料元件的大量辐照试验表明:在高温气冷堆正常运行工况下,燃料元件的包覆燃料颗粒一般不会发生破损,放射性裂变产物的释放主要取决于制造引起的自由铀含量(燃料元件中没有被Sic层完整包覆的燃料颗粒铀量和总铀量之比).燃烧-浸取(Burn-Leach)法可以灵敏、准确地测量自由铀含量.本文介绍了燃烧-浸取法,给出了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)首炉燃料元件自由铀含量的测量结果.

关 键 词：10MW高温气冷堆 燃料元件 包覆燃料颗粒 自由铀含量 燃烧一浸取法 

分 类 号：TL352[核科学技术—核技术及应用] TL424