燃料元件

摘要： 建议加快出台核电中长期发展规划,明确核电的基荷电源地位,“十四五”起每年核准8台以上百万千瓦三代沿海核电机组,尽快提高核电的占比。“从中核集团目前的产业储备实力来看,作为前端的核燃料循环产业,从铀矿地质勘查、铀矿开采、纯化、转化、浓缩到燃料元件,都不存在‘卡脖子’问题,设备可靠性技术上也完全能满足产业发展需求,完全能够自主。”

摘要： 核燃料体系是核工业的基础和根本。为适应核电的快速发展和出口核电项目的迫切需求,2010年冲核集团将“压水堆燃料元件设计制造技术”项目(CF项目)列为集团公司重点科技专项,全面启动自主化先进燃料元件的研发工作。CF项目的最终目标是实现核电燃料自主化,形成自主知识产权核电燃料品牌。

摘要： 【世界核新闻网站2022年6月16日报道】意大利核电管理公司(Sogin)近日宣布,已完成博斯科·马伦戈(Bosco Marengo)核燃料厂的拆解。这座燃料厂1973年投运,为意大利及其他国家核电厂生产燃料元件。随着意大利国家核电政策的转变,该厂从1987年开始逐步转为生产陶瓷及其他产品。核电管理公司于2005年接管该厂,目标是完成该厂的退役。

摘要： 核反应堆主要分为生产堆、动力堆及研究堆三种,其中与生产堆及动力堆不同,研究堆的使用用途主要是在于去提供γ辐射源和中子源,而燃料元件作为反应堆内的关键部件之一,在其结构设计方面及芯体材料选择方面都有着更多的要求与限制。文章通过对研究堆燃料元件的结构、类型及发展历程进行综述,为研究堆应用燃料选型提供参考。

摘要： 为建立压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积定量预测方法,对燃料元件性能分析提供评价标准.本文以压水堆燃料元件为研究对象,针对传质和沸腾过程对腐蚀产物沉积的影响建立了模型.在对典型1000 MW压水堆一回路进行节点划分的同时,全面考虑了腐蚀产物在不同形态之间的转化.通过Matlab对模型所建立的方程组进行求解,得到腐蚀产物沉积总量、沉积分布和沉积组成.研究结果表明:预测结果与Callaway核电站中实际的观测值和美国电力研究协会(EPRI)开发模型的计算结果处在相同的数量级并且趋势一致.因此,本文建立的模型可以用于压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积的定量预测.

摘要： 【世界核新闻网站2021年3月2日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)近期完成铅冷示范快堆BREST-OD-300铀钚氮化物(MNUP)燃料元件的技术设计,为实现MNUP燃料的工业化制造奠定了基础。俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)正在为BREST-OD-300开发燃耗水平更高的第二代燃料棒。这种燃料棒将利用MNUP辐照后燃料的后处理产物制造。

摘要： 通过辐照装置在HFETR堆内辐照考验试验后,操作人员需要通过吊装将燃料元件拔出,以便对燃料元件进行池边检查或热室检查.吊装过程直接关乎操作人员的安全、燃料元件的完整性.文中根据HFETR保存水池安装条件制定了燃料元件拔出的吊装工艺,设计了专用的吊装工具,并通过有限元分析对吊装工具结构进行了优化.

摘要： 裂变气体释放(FGR)对燃料元件的热力演化过程有着极其重要的影响,准确地模拟反应堆中裂变气体释放是燃料元件性能分析程序开发的最基本内容之一,也是重要的评价准则.本文围绕快堆边界下的裂变气体释放行为展开详细论述,基于气体原子与气泡行为模型,模拟了晶内气体原子的产生、自由扩散、俘获-再溶解等行为,以及晶内气泡的形成、生长、融合、移动等行为.模拟了晶界气泡的生长、连接、通道形成与气体释放等过程.通过数值方程组离散和迭代计算,建立了一种快堆边界下的裂变气体释放数值模型.经过与理论及实验数据对比,结果显示该模型能准确预测燃料元件的裂变气体释放份额与气体肿胀量,能较好地模拟晶内气泡浓度与尺寸.表明该模型可以用于快堆燃料元件性能分析.

摘要： 核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义.通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序A thena.利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明A thena程序计算结果合理可靠.通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统(CVR1.0)的重要组成.

摘要： 【英国《国际核工程》网站2021年8月3日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)2021年7月29日宣布,西伯利亚化学联合体(SCC)的致密混合铀钚氮化物(MNUP)燃料制造/再加工模块已完成燃料芯块制造设备的安装。MNUP燃料是俄为BREST-OD-300铅冷快堆开发的。燃料制造模块由4条生产线组成:MNUP碳热合成生产线、燃料芯块制造生产线、燃料元件组装生产线和燃料组件制造生产线。

摘要： 燃料元件是反应堆的重要组成部分,燃料元件端塞与包壳焊接的质量将直接影响反应堆的安全运行.微堆低浓化改造后,每一根燃料元件的直径仅有5.5mm,包壳厚度仅为0.5mm,一次装料后,燃料元件需在反应堆中运行30年以上.因此,对燃料元件端塞与包壳焊接的质量提出了更高的要求.为了保证燃料元件焊缝内部质量,必须选择合适的无损检测方法,微堆燃料元件使用了X射线检测技术.本文对低浓化微堆燃料元件环焊缝和堵孔焊缝的X射线检测工艺进行了研究.研究内容包括透照方式的选择,有效透照区域的计算,设计制作补偿块以及试验工艺参数等.通过工艺研究,成功找到了低浓化微堆燃料元件焊缝的内部质量检测方法,确定了燃料元件全补偿的透照方式和透照工艺参数,并将此检测方法应用于低浓化微堆燃料元件的检测工作,保证了燃料元件的焊缝质量.

摘要： 为提高熔盐堆燃料元件基体石墨的抗熔盐浸渗和耐辐照性能,本文采用准等静压工艺,对燃料元件基体石墨A3-3进行MCMB固相增密.通过压汞测试研究了增密后基体石墨的进汞临界压强和平均孔径变化;利用氩离子辐照实验并结合纳米压痕技术和拉曼光谱分析,研究了固相增密对基体石墨的耐辐照性能影响.实验结果表明,热处理后的MCMB以其自烧结和同步收缩的特点,起到了填充孔隙和裂缝的作用,不同粒径MCMB增密后基体石墨孔径由924nm,分别降至484,545和778nmn,实现了对基体石墨的固相增密.MCMB增密剂粒径越小,增密后基体石墨的进汞临界压强越高,相应的平均孔径越小.样品纳米压痕的测试表明高剂量离子辐照下(＞1dpa),MDG2-15石墨比A3-3石墨的离子辐照硬化速率慢.拉曼光谱结果显示增密前后基体石墨在1.47dpa剂量下,均发生非晶化,离子辐照效应表现出一致性.

摘要： 高温气冷堆(HTGR)作为第四代先进核能反应堆面临着乏燃料后处理的难题.高温气冷堆燃料元件中包含了大量的基体石墨,在后处理过程中,基体石墨与包覆颗粒的有效分离可以实现核废物管理的最小化,而电化学解体是潜在的分离石墨基体的有效手段.本文采用以硝酸钠溶液为电解质,电化学方法解体基体石墨.研究发现电化学过程在石墨引入含氧官能团,解体后石墨的形态也发生了重大改变.之后又对解体后的石墨基体进行热处理,并运用XPS,XRD,TEM,SEM,Raman spectrum,SAED,EDX对电化学解体及热处理后的石墨进行了表征,并由此得到解体后石墨的理化性质.结果表明热处理过程可以有效去除解体后石墨的含氧基团,同时在还原过程中有CO,CO2及其他较复杂的等气体放出.

摘要： 燃料元件是反应堆的核心部件,燃料元件包壳表面的预生膜对提高燃料元件在堆内运行中抗腐蚀能力,保证元件在辐照过程中的安全性有重要意义.6061A1具有一系列优良的性能,常被选为试验堆燃料元件的包壳材料,国内对6061A1表面主要采用自然氧化、水煮和硫酸阳极氧化几种处理工艺.中国工程试验堆(CENTER)燃料管包壳材料也采用了6061A1,技术上,上述几种预生膜均可以运用在CENTER燃料管表面.本文采用成熟的工艺对6061AI样品表面进行处理,并对预生膜进行厚度、化学成分、致密性、附着力和高压釜腐蚀检测.结果表明:自然氧化和水煮形成预生膜的致密性和抗高压釜腐蚀能力均优于硫酸阳极氧化形成的预生膜,最终确定CENTER燃料管表面采用水煮处理工艺.

摘要： 核电厂燃料包壳是第一道核安全屏障,燃料包壳破损时,即第一道安全屏障失效,造成一回路放射性升高,使得放射性外泄的可能性增加,直接影响核电厂的放射性水平和环境安全.文章以福清核电厂为例,介绍了针对燃料元件破损的放射性监测手段,以及各监测手段的不同作用和使用情况.介绍在线监测仪表信号触发的保护动作,进一步分析针对此状况的事故规程,从核电厂运行角度,探究事故运行控制策略.最后,针对此在事故下自动隔离主泵轴封回水的动作进行分析,认为该动作可能带来不利影响,并提出改进措施.

摘要： 溶胶凝胶工艺是高温气冷堆核燃料元件UO2核芯制备的关键工艺,硝酸铀铣胶液流量是影响UO2核芯畸形颗粒和产品合格率的关键工艺参数.硝酸铀铣胶液的流量控制要求十分严格,硝酸铀铣胶液流量较低,控制精度为±1g/min.因胶液黏度大、流量小,国内现有调节阀和质量流量计控制精度不能满足要求.高温气冷堆核电示范工程燃料元件生产线在调试过程中,胶液实际流量控制精度达到±1g/min十分困难,且设备故障率高.按照原设计手动调节阀门的生产方式,胶液流量波动大,无法实现土1g/min的工艺要求,并需要一名操作人员不停的调整阀门才能尽量减小流量波动,同时功率放大器不能稳定提供100Hz的输出频率,生产出的凝胶球畸形颗粒多,批次合格率为80％左右甚至更低.针对以上问题,重新选择调节阀和质量流量计,并设计流量自动调节系统,实现胶液流量的自动调节控制,同时合并功率放大器和信号发生器的功能,重新设计一台数字混合仪,从而实现硝酸铀酰溶胶液的工业化控制.系统改造后,胶液流量控制精度在±0.7g/min以内,凝胶球的直径和球形度明显优于以前,批次产品平均合格率提高到83％左右.

摘要： 高温气冷堆球形燃料元件中UO2核芯颗粒的直径要求在(500±50)μm范围,贫料调试期间发现直径不合格批次占30.36％o,且不同批次间UO2核芯颗粒直径波动较大,给后续包覆工艺参数的设定带来不便.本文针对UO2核芯颗粒直径波动问题,系统分析了可能造成核芯颗粒直径不稳的原因,并有针对性地排查了溶胶—凝胶生产工艺过程,找到了影响凝胶球质量的三个主要因素:功率放大器输出功率不稳、流量控制阀精度不够、分散平台振动,并针对这些影响因素对设备和工艺技术进行了合理的改造和改进,从而达到了UO2核芯颗粒直径的精准控制.

摘要： 反应堆历史运行经验表明,燃料元件在堆内不可避免地存在一定的破损率,燃料元件的破损会引起反应堆一回路放射系水平上升,威胁到反应堆和人员的安全.当反应堆燃料元件破损检测系统总γ、缓发中子等探测装置报警,核燃料元件可能发生破损,需立即停堆对燃料元件进行排查,找出破损燃料元件.由于某些核设施现场不具备破损燃料元件排查的能力,无法高效快速地做出燃料元件破损判断、破损燃料棒排查及破损缺陷定位等工作,需要将整个组件运至辐照后检查热室进行检查分析或解体,这样分析工作量大、周期长,因此需要设计模块化可移动式屏蔽检查装置,以实现现场快速对破损燃料元件的检查.本工作通过使用MCNP软件比较研究了铸铁、铅和钨三种材料厚度、质量和屏蔽性能,并考虑了价格最优,最终选择了铸铁为模块化可移动式屏蔽检查装置的最优材料,同时计算确定了模块化可移动式屏蔽检查装置铸铁的屏蔽厚度及外表面的最大剂量率.从而为模块化移动式屏蔽检查装置设计提供了理论数据支持,为该装置的快速研制奠定了基础.

摘要： 包覆颗粒弥散型燃料因其良好的安全性,被用于高温堆、熔盐堆等先进反应堆堆型.包覆颗粒弥散型燃料属于一类随机介质,其在结构上具有双重非均匀性,给中子输运计算带来一定挑战.本文研究随机介质等效均匀化方法.通过引入空间自屏因子,基于首次碰撞概率不变的原则,将随机介质等效处理为均匀物质.然后,可采用一般的输运求解方法计算整个燃料元件.基于该方法,开发了高温堆栅格物理计算程序XPZ.通过与蒙卡程序RMC的中子输运和燃耗计算结果对比,验证了方法和程序的正确性.本文研究的随机介质等效均匀化方法可与传统的组件计算方法或程序结合,用于分析各类弥散型燃料元件或组件.

摘要： 随着我国核电事业的快速发展,更多的核电站将应运而生,随之而来的乏燃料后处理以及MOX燃料的制造也将步入正轨.纵观世界各国的MOX燃料应用情况,我们发现在商业快堆还未完全成熟的情况下,在压水堆中使用MOX燃料是各MOX燃料制造国的共同尝试.经过了各国几十年的工业实践,在压水堆中使用MOX燃料从技术成熟性和经济可行性上都得到了验证.对于二代加核电站中,只需做好部分改进措施便可在堆中使用MOX燃料;而三代核电站对于MOX燃料将更加具有包容性,甚至可以全堆装载MOX燃料,如AP1000和EPR等.因此本文着重调研了世界范围主要的MOX燃料制造国的应用情况,并从技术和经济性上做了分析,最后提出一些建议.

摘要： 本发明涉及一种陶瓷构件的制造方法、陶瓷构件。制造一种金属层的烧结充分进行、金属层中树脂等杂质残渣少且金属层的空隙率高的陶瓷构件。该陶瓷构件的制造方法包含：制作经由陶瓷生片层叠含有金属成分(M

摘要： 本发明涉及一种陶瓷构件的制造方法、陶瓷构件。制造一种金属层的烧结充分进行、金属层中树脂等杂质残渣少且金属层的空隙率高的陶瓷构件。该陶瓷构件的制造方法包含：制作经由陶瓷生片层叠含有金属成分(M

摘要： 本发明涉及一种陶瓷构件的制造方法、陶瓷构件。制造一种金属层的烧结充分进行、金属层中树脂等杂质残渣少且金属层的空隙率高的陶瓷构件。该陶瓷构件的制造方法包含：制作经由陶瓷生片层叠含有金属成分(M

摘要： 本发明涉及一种陶瓷构件的制造方法、陶瓷构件。制造一种金属层的烧结充分进行、金属层中树脂等杂质残渣少且金属层的空隙率高的陶瓷构件。该陶瓷构件的制造方法包含：制作经由陶瓷生片层叠含有金属成分(M

摘要： 本发明涉及一种燃料电池过滤器元件（10），特别是用于要向燃料电池供给的空气，包括载体介质（12）和吸附剂，其中，所述载体介质（12）和所述吸附剂被连接成单层或多层本体（40），所述单层或多层本体与塑料边缘（50）在无添加材料的情况下直接固定连接，即通过喷铸法或吹塑成型法，其中，所述塑料边缘（50）具有连接面（54），用于与过滤器系统（100）的壳体壁（112）连接，过滤器元件（10）可以被插入到所述过滤器系统中。本发明还涉及一种具有这种燃料电池过滤器元件（10）的燃料电池过滤器系统（100）。

摘要： 本发明涉及一种用于对燃料元件池(115)中的冷却液体进行冷却的冷却元件(2)，其中在燃料元件池(115)中设置有燃料元件框架(92)以容纳燃料元件(98)，其中该冷却元件(2)包含有传热器(64)，该传热器构造用于连接到冷却回路(120)上，该冷却元件应该节省空间地集成在已有的燃料元件池(115)中。为此根据本发明而规定，该冷却元件(2)被确定尺寸并配置为使得其可以设置和/或固定在燃料元件框架(92)中燃料元件(98)的空闲位置(106)中。

摘要： 本发明涉及核能领域并可用于含液态重金属冷却剂(ТЖМТ)反应堆的燃料元件(твэлов)和燃料组件(TBC)的制造，还可用于制造在研究真正燃料元件性能的辐照装置中使用的燃料元件模拟装置。含液态重金属冷却剂的反应堆的燃料元件包壳为一种整轧的管状元件，所述管状元件具有螺旋环绕的翅片，所述翅片设置在所述元件的外表面上，所述元件由按照标准ГОСТ5639的铁素体晶粒度不小于7级的铁素体－马氏体铬硅钢制成，每个翅片都具有22‑40°(优选30‑40°)的张角，所述翅片截面的形状的横截面为顶边的角为内圆角及底边上角为外圆角的梯形。还公开了一种包含该包壳的燃料元件和燃料组件。本发明的技术成果为通过确保包壳在像铅或铅铋共晶合金这样的液态重金属冷却剂介质中的长期耐久性提高了燃料元件和组件的性能。

摘要： 本发明涉及一种用于对燃料元件池(115)中的冷却液体进行冷却的冷却元件(2)，其中在燃料元件池(115)中设置有燃料元件框架(92)以容纳燃料元件(98)，其中该冷却元件(2)包含有传热器(64)，该传热器构造用于连接到冷却回路(120)上，该冷却元件应该节省空间地集成在已有的燃料元件池(115)中。为此根据本发明而规定，该冷却元件(2)被确定尺寸并配置为使得其可以设置和/或固定在燃料元件框架(92)中燃料元件(98)的空闲位置(106)中。

摘要： 本公开内容描述了耐燃料‑包层化学相互作用(FCCI)的核燃料元件及它们的制造技术。核燃料元件包括设置在钢包层上的两层或者更多层的不同材料(即，相邻的屏障具有不同的基础材料)，以减少包层和核材料之间的FCCI的效应。取决于实施方案，层可以是结构元件(即，足够厚以提供由包层和屏障组成的整个部件的强度的大于50％的层)，或者可以更合适地被描述为以某种方式应用至结构部件的表面(例如，应用至包层或者应用至燃料的结构形式)的衬层或者涂层。

摘要： 本发明涉及核能领域并可用于含液态重金属冷却剂(ТЖМТ)反应堆的燃料元件(твэлов)和燃料组件(TBC)的制造，还可用于制造在研究真正燃料元件性能的辐照装置中使用的燃料元件模拟装置。含液态重金属冷却剂的反应堆的燃料元件包壳为一种整轧的管状元件，所述管状元件具有螺旋环绕的翅片，所述翅片设置在所述元件的外表面上，所述元件由按照标准ГОСТ 5639的铁素体晶粒度不小于7级的铁素体－马氏体铬硅钢制成，每个翅片都具有22-40°(优选30-40°)的张角，所述翅片截面的形状的横截面为顶边的角为内圆角及底边上角为外圆角的梯形。还公开了一种包含该包壳的燃料元件和燃料组件。本发明的技术成果为通过确保包壳在像铅或铅铋共晶合金这样的液态重金属冷却剂介质中的长期耐久性提高了燃料元件和组件的性能。