俄继续开展耐事故燃料测试

正【英国《国际核工程》网站2021年5月4日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)2021年4月29日宣布计划在年底完成耐事故燃料试验组件的第三个辐照周期测试。俄2019年1月在核反应堆研究所(RIAR)MIR研究堆中启动对首批两个耐事故燃料试验组件的辐照测试。两个组件由新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP)制造,含有2种燃料芯块和2种包壳:燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块;包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。     

美启动EnCore燃料在商业机组的辐照测试

正【美国西屋公司网站2019年9月5日报道】美国西屋公司(Westinghouse) 2019年9月5日宣布,首批两个含有En Core燃料棒的先导试验组件已装入拜伦2号机组堆芯。此次装入拜伦2号机组堆芯的先导组件含有铬涂层包壳、高密度ADOPT芯块(掺有氧化铬和氧化铝的二氧化铀芯块)和硅化铀芯块。     

UO2-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO2芯块 不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO2芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO2芯块 316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO2的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO2芯块 316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。     

法马通GAIA耐事故燃料完成首个辐照循环试验

正【法国法马通公司网站2021年2月2日报道】法国法马通公司(Framatome)GAIA耐事故燃料先导组件近日在美国商业核电机组完成首个为期18个月的辐照循环试验。该组件于2019年4月装入沃格特勒2号机组堆芯,是在美国能源部(DOE)耐事故核燃料研发框架下启动商用堆辐照试验的第二种燃料设计,同时也是首种启动商业堆辐照试验、芯块和包壳均采用耐事故概念设计的全尺寸耐事故燃料试验组件。     

法马通耐事故核燃料启动商用堆辐照试验

正【世界核新闻网站2019年4月3日报道】美国乔治亚州沃格特勒2号机组2019年4月3日在装载法国法马通公司(Framatome) GAIA燃料组件后重启运行。该组件是在美国能源部(DOE)耐事故核燃料研发框架下启动商用堆辐照试验的第二种燃料设计,同时也是首种启动商业堆辐照试验的全尺寸耐事故燃料试验组件。沃格特勒核电厂运营商南方核电公司(Southern Nuclear)表示,该机组装载了世界首个被称为耐事故核燃料的全长度试验组件,包含芯块和包壳。法马通在其位于华盛顿州里奇     

大晶粒UO2燃料芯块和试验燃料组件的设计与制造

本工作涉及大晶粒UO2燃料芯块的研究、试验燃料组件的设计与制造。所谓大晶粒是在UO2粉末中分别添加Al2O3／SiO2、Cr2O3粉末，烧结后形成了大晶粒UO2燃料芯块，它能有效降低裂变气体释放、减少燃料棒内压、减少芯块和包壳的PCI作用，     

俄开始试制REMIX燃料组件

正【英国《国际核工程》网站2021年6月8日报道】2021年6月3日,俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)开始为VVER-1000反应堆试制铀钚再生混合物(REMIX)燃料组件。该燃料组件由矿业化学联合体(MCC)和西伯利亚化学联合体(SCC)合作生产:前者负责制造燃料芯块,后者负责燃料组件的生产。第一批芯块已运抵西伯利亚化学联合体,并成功通过质量验收检查。REMIX燃料由回收铀钚混合物(即通过乏燃料后处理获得的铀钚混合物)和浓缩铀(铀-235丰度最高为17%)制成,     

事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析

分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U_3Si_2、U~(15)N和U-Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U_3Si_2通常能够提高中子经济性,但由于过高的~(238)U含量,U~(15)N无明显经济性优势。     

韩国的高燃耗燃料技术

高燃耗燃料开发是韩国的国家级研发项目,涉及包壳、UO2芯块、定位格架、性能评估程序和燃料组件测试等关键技术领域。经过合金成分设计、制管、堆外和堆内试验,新的包壳合金被开发出来。由于新合金采用了优化的成分和热处理工艺,这种新型Zr-Nb管的抗腐蚀能力和蠕变强度远优于ZrO4管。氧化铀芯块的大晶粒制造技术使用了不同氧化铀晶种和微量掺杂的铝。通过对氧化铀芯块的碎片进行氧化和热处理获得UO2晶种,然后将其加入UO2粉末中。通过制造含有W通道的UO2芯块来提高热导率。为了分析燃料性能,建立了新的高燃耗模型和相应的程序。该程序经过了国际数据库和我们自己数据库的验证。开发的定位格架有波浪形接触弹簧和搅混翼。力学和水力测试表明该格架在棒支撑、耐磨性、临界热流密度等方面都有良好表现。最后,研发了燃料组件测试技术,建造了力学和热工水力测试装置,已投入使用。不久以后,这些成果都将被用于韩国核燃料计划,提高韩国压水堆的安全性和经济性。     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。     

秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能，采用３×３考验组件，在原子能院重水试验堆ＨＷＲＲ的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验，平均燃耗达２５７００ＭＷｄ／ｔＵ。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验，检验项目包括：燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、Ｘ射线照相、裂变气体释放率测量，包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验，包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量，水垢的Ｘ射线衍射分析等。检验结果表明：考验组件设计合理，制造工艺可靠，燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。     

苏联压水堆核电站燃料组件的科研与生产概况

本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。     

用超高压电子显微镜检验反应堆材料

【法国《世界报》1980年2月20日报道】反应堆的某些部件在堆内中子的不断轰击下,可能会受到损伤。燃料(铀或铀钚合金)的金属包壳就是这样,经长时间的辐照后,就逐渐脆化。另一种损伤是发生蠕     

M5合金包壳管高温爆破性能

在反应堆运行期间，特别是运行后期，由于燃料芯块与包壳的机械相互作用以及燃料芯块的裂变气体的释放，包壳管将承受较大的双轴应力。为保障在反应堆运行期间的安全性，燃料元件包壳管的完整性非常重要。而内压爆破试验更能体现出燃料包壳材料在堆内时的真实受力状态。     

UN燃料性能数值分析

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。     

哈原将为中广核提供核燃料

正【本刊2016年9月综合报道】根据哈萨克斯坦国家原子能公司(Kazatomprom)近期公布的信息,哈未来将向中国广核集团提供核燃料芯块和核燃料组件。燃料芯块根据哈原网站2016年9月2日公布的信息,在哈萨克斯坦总统纳扎尔·巴耶夫近期对中国进行工作访问期间,乌尔巴冶金厂(UMP)与中广核铀业发展有限公司签署核燃料芯块供应协议。根据这份协议,哈方将在2016—2018     

基于CSR1000的燃料堆内辐照验证试验回路试验段初步概念设计与分析

提出了2种基于中国超临界水冷堆(CSR1000)燃料元件的燃料验证试验回路试验段的概念设计方案——2×2组件方案、3×3组件方案;利用MCNP程序和CFX程序进行了中子学、热工水力学分析,并对不同方案进行初步评价。分析结果表明:2种方案均具备工程可行性,满足燃料验证试验需求,但两者存在显著的性能差异;2×2组件方案的燃料棒功率为23.6~25.3 k W,平均功率为24.3 k W,组件的径向功率峰因子为1.04;3×3组件方案的燃料棒功率为15.9~26.7 k W,平均功率为21.4 k W,组件的径向功率峰因子为1.25;3×3组件方案的组件功率峰因子较大,不利于功率展平,限制了组件平均功率的提高。对采用无绕丝组件的热工分析表明:2种方案的冷却水出口温度均超过25 MPa压力下的拟临界温度,燃料芯块温度、燃料包壳外表面温度均低于热工限值且留有裕量。     

美资助法马通开展耐事故燃料研究

正【世界核新闻网站2019年1月16日报道】法国法马通公司(Framatome)已获得美国能源部(DOE)提供的总计4900万美元的28个月资助,用于推进耐事故燃料的研发和商业化。法马通正在开展耐事故燃料技术研究,既包括有望在近期实现商业化的技术,例如含氧化铬的芯块以及带有铬涂层的包壳,又包括需要较长     

美企将试用法马通耐事故燃料

正【世界核新闻网站2018年9月20日报道】根据近日签署的一份合同,法马通公司(Framatome)将为美国安特吉公司(Entergy)阿肯色核电一期1号机组提供使用了铬涂层包壳的燃料棒。铬涂层包壳是法马通在美国能源部耐事故燃料研发计划资助下研发的一种耐事故燃料技