核燃料组件燃料棒主要部件实现本土化

正5月29日,中核建中核燃料元件有限公司与中核阿海珐(上海)锆合金管材有限公司签订M5包壳管供货合同,实现我国M5包壳管本土化供货。此举满足了国内快速增长的核电发展需求,在高性能锆合金管材国产化方面具有里程碑意义。包壳管是制造核燃料组件燃料棒最主要的部件,担负着防止核泄露的重要任务。当燃料组件在堆内运行时,包壳管能够保证燃料棒形状和尺寸的稳定性、能够容纳反应过程中产生的裂变气体,同时防止燃料芯块与高温水直接接触,还能起到抑制辐照肿胀的作用。M5包壳管用于     

基于模糊数据融合的控制棒包壳管磨损状态评估

核电站反应堆控制棒组件在服役期间与导向架摩擦造成包壳管外表面磨损,对反应堆的安全运行造成极大隐患,严重时甚至可能引起核安全事故。利用控制棒包壳管超声和涡流检测信息提取信号特征值对其磨损状态进行评估,因单一特征信号反映的控制棒包壳管状态信息存在局限性,采用模糊数据融合方法对超声、涡流检测特征信号进行融合,获得更加全面、准确的包壳管磨损状态。实验结果表明,基于模糊数据融合的包壳管磨损状态评估比单一传感器对包壳管磨损状态评估更为可靠。     

水冷反应堆燃料组件辐照考验装置设计研究

在核电和核动力技术中,燃料组件自主化设计是核心技术之一,按照国家相关法规要求,新型燃料组件在投入工程应用前必须进行堆内辐照考验研究,验证其设计的合理性和安全性,然而辐照装置是实现燃料组件在试验堆内辐照考验的关键设备。文中结合中国高通量工程试验堆的特点,研制成功了适用于水冷反应堆燃料组件辐照考验的辐照装置,掌握了设备设计的关键技术,并达到相关辐照技术指标要求。     

含轴向对称裂纹锆合金包壳管断裂行为

作为装载核燃料的密封外壳,锆合金包壳管的断裂性能对于反应堆的安全运行至关重要。基于弹塑性有限元分析建立了TFAC试样的断裂韧度测试方法,完成不同氢含量锆合金TFAC试样的断裂韧性试验。研究结果表明,锆合金包壳管具有优良的抗裂性能,氢含量低于200 mg/kg时,其对包壳管断裂韧度的影响较小;当氢含量达到290 mg/kg时,包壳管的断裂韧度显著提高。研究可为锆合金包壳管在服役过程中的安全性评估提供数据支撑。     

事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展

2011年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,释放出大量氢气和热量,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响。至此之后,满足反应堆更高安全裕量设计要求的新型耐事故燃料包壳成为了新的研究热点,锆合金表面涂层作为提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一,可有效解决失水事故下锆水严重反应的问题,具有经济性好、易于实现商业化等优点。综述了近年来国内外核燃料包壳锆合金表面涂层的研究现状,重点阐述了涂层的制备工艺、材料种类、组织结构以及应用性能间的关系。研究内容为耐事故容错锆合金表面涂层技术的发展提供了重要参考。     

装卸料机管嘴抱卡泄漏率超标原因分析及处理

重水堆装卸料机依靠管嘴组件与反应堆通道抱卡在一起,换料时装卸料机与燃料通道相通,形成主回路的延伸,二者之间依靠管嘴静态密封圈实现密封。为了保证换料过程密封可靠,需要对管嘴抱卡泄漏率进行检测,满足泄漏标准才能执行打开压力边界的操作。该文通过介绍装卸料机管嘴抱卡的密封结构和密封原理及抱卡泄漏率测试原理,分析了影响管嘴抱卡泄漏率超标的原因及处理方法,提高了缺陷的定位和处理效率,降低了管嘴抱卡泄漏率超标缺陷的发生频率,并取得了较为理想的效果。     

锆合金表面耐腐蚀涂层研究现状

在核工业反应堆中,锆合金核燃料棒包壳管在各种工业介质中服役。介质中包括的氧、水蒸气、二氧化硫、硫化氢、气相金属氧化物、熔盐等会诱发或加剧燃料棒包壳管腐蚀氧化,而温度通常更进一步加速热腐蚀及高温氧化过程。为了防止锆合金表面氧化且不改变或降低其力学性能,在锆基表面制备一层具有耐高温腐蚀和氧化的涂层。文中综述了国内外锆合金表面涂层研究现状,讨论了热障涂层、MCrAlY包覆涂层、铝化物涂层对锆合金高温氧化及热腐蚀性能的影响。     

AP1000装换料系统特点分析

AP1000装换料系统主要功能包括新燃料接收、贮存、检验,反应堆装料、卸料,乏燃料贮存、检验、维修、装罐、冲洗、发送以及相关组件的贮存等,这些功能主要由装卸料机、燃料抓取机、新燃料升降机、倾翻机和运输通道、运输小车等设备配合各种专用工具实现。现结合其他堆型的装换料系统的情况,对AP1000装换料系统的特点以及优点进行了分析,为以后的燃料组件相关操作提供了参考。     

一种提高AP1000核电厂堆顶结构抗震性能的方法

AP1000一体化堆顶组件仅通过螺栓结构与反应堆压力容器顶盖连接,在地震工况条件下一体化堆顶组件底部支撑法兰和螺栓承受了很大的支撑载荷。针对AP1000设计中存在的不足,文中提出了一种提高AP1000堆顶结构抗震性能的改进方法,并对该改进方法进行了定性分析。分析结果表明,所述的AP1000堆顶结构改进方法合理可行。     

“华龙一号”核反应堆堆芯板的制造

"华龙一号"核反应堆堆芯板位于压力容器的吊篮筒体中,与燃料组件定位销组装后用于定位反应堆燃料组件,并在核反应堆运行时限制燃料组件位移。介绍了堆芯板的技术要求与材料特性,论述了堆芯板的制造流程,分析了制造难点与应对措施。     

红沿河核电厂控制棒组件表面氧化及影响分析

控制棒相关组件对电厂的安全稳定运行起到至关重要的作用。红沿河控制棒燃料组件在装料前出现的不同程度锈蚀,装料后在堆芯照相过程中发现上管座导向管口附近发现黄斑现象。本文分析产生锈蚀的原因,认为是控制棒包壳管采用的渗氮工艺所致。于是,从控制棒落棒时间、耐磨性以及一回路化学及放射性化学3个方面,分析控制棒锈蚀对机组运行产生的影响,并对机组后续安全稳定运行提出建议,如加强控制棒入场检查、燃料组件性能检查及加强放化取样分析等。     

锆合金包壳表面抗氧化涂层研究进展

锆的热中子吸收截面低,具有优异的耐腐蚀性和较高的熔点（1852℃）,因而在核燃料包壳管中被广泛应用。在日本核电站意外爆炸发生后,耐事故燃料（ATF）受到广泛关注,一种在锆合金表面制备涂层的方法因具有很高的经济性而被广泛研究。文中介绍了锆合金包壳表面涂层的抗高温氧化性能的研究现状,分析了近年来使用的金属、陶瓷、MAX相涂层对锆合金表面抗氧化性能的影响,指出Cr基涂层更有应用前景。     

碳化硅颗粒增强铝基复合材料的制备及应用的研究

综述了碳化硅颗粒增强铝基复合材料（SiCp/Al基复合材料）的研究进展,重点阐述了国内外现阶段碳化硅颗粒增强铝基复合材料的常用制备方法,并结合其应用现状进一步分析了各种常用制备方法的优缺点和未来的研究方向,在此基础上展望了其未来的发展和应用前景。     

我国首次实现自主先进核级锆材规模化生产

正日前,我国首个自主研发的满足三代核电要求的锆合金材料——CF3核燃料组件N36锆合金材料首批批量化产品成功下线通过验收,并将用于CF3核燃料元件制造,这标志着我国打破国外长期垄断的核心技术环节,在核级锆合金材料大规模应用的道路上迈出坚实的一步。燃料组件是核反应堆的核心,其安全性和可靠性很大程度上取决于锆合金包壳。锆合金材料是核反应堆堆芯的关键结构材料,作为构成燃料组件的"骨骼"     

华龙一号海外首堆工程提前完成安装

<正>【本刊讯】近期,华龙一号海外首堆工程——巴基斯坦卡拉奇K2机组建设现场再传捷报,该核反应堆堆内构件比原计划提前35天安装完成,各项测量、检查数据合格,为K2机组后续冷态功能试验等重大节点奠定坚实基础。堆内构件作为反应堆压力容器内的核心部件,为全不锈钢结构,制造和装配精度极高,主要为燃料及相关组件提供可靠支撑和精确     

堆内构件上支承组件在事故工况下的应力计算

堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件上支承组件实体单元建模模式应力计算结果精确并能满足RCC-M规范应力评定要求,壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式应力计算结果保守且应力评定需等效处理其计算结果。堆内构件上支承组件采用整体实体单元全模型建模的计算方法,计算精确且应力评定简单直接,它可应用于其他工况和不同堆芯堆内构件应力计算及其应力评定。     

核电厂控制棒驱动机构工作线圈温度场分析

控制棒驱动机构是核电厂反应堆的重要动作部件。根据反应堆控制棒控制系统的指令信号,对控制棒组件进行抽插或保持来实现反应堆启动、功率运行和停堆。通过控制棒驱动机构工作线圈有限元分析,提高浇注料平均导热系数,使得线圈传热得到明显改善,从而提高其安全可靠性,为控制棒驱动机构设计提供指导。     

两步法电化学加工薄壁钼长管的数学建模与实验研究

针对某反应堆用高温燃料包壳加工难题,研究了钼合金薄壁长管部件的电化学加工技术,提出了固定阴极及移动阴极的两步电化学加工方法,建立了移动窄阴极电化学加工的数学模型,针对实施方式、工艺参数等进行了实验。实验结果表明：固定宽电极的电化学加工可大量去除材料,移动窄电极的电化学加工可进行表面精修,采用这两种工艺对直径25.4 mm、长度800 mm的钼管进行加工,获得的直径偏差在0.05 mm以内。     

军用技术转民用推广目录(续)

正(2015年度)36壳式一体化核供热堆技术【技术开发单位】中国核建设集团公司中核能源科技有限公司、清华大学核能与新能源技术研究院【技术简介】壳式一体化核供热堆技术是我国历时20余年自主研发,具有自主知识产权的新一代先进反应堆,曾获国际科技进步一等奖和国家技术发明二等奖。其在成熟的压水堆基础上,采用了先进的反应堆安全理念和一系列先进技术,具有良好的     

核电阀门市场前景

一．核电阀门发展现状 核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿kw以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50％以上。