中核北方核燃料元件有限公司企业技术创新工程简介

<正>中核北方核燃料元件有限公司是我国核燃料、核材料生产和科研基地。通过引进、消化、吸收,先后掌握了CANDU-6核电燃料等3种水堆燃料制造技术。实现了具有我国自主知识产权的高温气冷堆球形元件制造技术的工程化应用。公司积极致力于先进燃料研发,突破了CAP1400自主化燃料组件及压水堆环形燃料组件制造技术,ATF燃料等先进燃料研发取得一定进展。     

坚持自主创新,开创核电发展新时代

以"华龙一号"自主核电品牌为标志,通过30多年坚持不懈的创新和升级,我国核电成功走出了自主创新的路线,取得了举世瞩目的成绩。本文全面回顾了我国核电从秦山起步,始终坚持走自主创新和在引进、消化吸收的基础上进行自主研发再创新的技术发展路线,经历十余年完成自主品牌百万千瓦级三代压水堆核电技术研发;重点介绍"华龙一号"采用自主核燃料、堆芯设计及所采用的能动与非能动结合的安全设计理念,通过全面的试验验证,证明"华龙一号"技术在设计安全方面是成熟可靠的,满足IAEA关于先进核电技术最新设计安全要求,其在成熟技术和详细的试验验证基础上进行的创新设计是成熟可靠的;并提出了进一步提高核电安全性的开发研究的方向。     

中核建中核燃料元件有限公司

<正>[企业简介]中核建中核燃料元件有限公司隶属于中国核工业集团公司,是我国核燃料循环和核电发展中不可或缺的重要一环,是国家高新技术企业。经过五十余年的发展,公司已成为以核电燃料元件制造为主导产业,香料、金属锂、锂电池为非核主要民品的军民结合型国有大型企业。公司建有国家企业技术中心和博士后科研工作站,同时也是首批国防科技工业认定企业技术中心。公司拥有技术、设备、工艺先进的核燃料元件生产线,已掌握FA300、AFA3G、TVS-2M以及快堆CEFR、中国自主品牌"华龙一号"CF等先进核燃料元件制造技术,具备300MW、     

简析核级锆材标准体系建设

核级锆材产业化是我国核工业在形成自主知识产权过程中的主要瓶颈之一。通过国内和国外相关标准的对照,文章分析了我国核级锆材现行标准中存在的若干问题和差距,提出了核级锆材标准体系明细表及实施建议。     

放射性样品中子CT实验环境研究进展

<正>以乏燃料元件为代表的放射性样品的无损检测一直是世界各国发展核电的关键技术之一。探测燃料元件的内部缺陷、裂纹、变形等,锆合金包壳的完整性与尺寸变化、焊接情况与密封性等可以促进燃料元件的设计、生产与制造技术,更加有效地利用核能。乏燃料元件的强放射性要求必须一套完整的实验环境装置以保持人员与仪器等的安全。利用中国先进研究堆上的中子照相设备,研制出相     

燃料元件工程应用审评实践研究

在梳理不同国家燃料元件设计安全要求的基础上,本文总结了燃料元件总的安全要求,分析了美国核管会标准审评大纲中对燃料元件及燃料系统设计评价和验收准则的要求,结合其规定的审评原则和方法,重点对Frarnatome Mark-B11组件和西屋16×16 NGF组件工程应用的审评实践进行了研究。国外燃料元件工程应用的审评实践表明:我国自主品牌燃料元件设计的安全评价可基于原有设计的运行经验和安全评价结果,应重点关注设计变更对安全评价的影响;安全分析的验收原则可参考美国核管会的要求和审评实践,结合我国的现行法规标准的要求,形成我国自主品牌燃料组件安全分析的验收准则。     

国和一号 创优争先

正"国和一号"是国家电投落实我国三代核电自主化发展战略,在引进消化吸收三代非能动压水堆核电技术的基础上,依托工程项目平台实践和国家大型先进压水堆核电站重大专项开发的、具有完全自主知识产权的大型先进非能动压水堆核电型号,是自主设计的中国核电技术品牌。"国和_号"是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020年)》确定的16个重大科技专项之_,代表着当今世界三代核电技术的先进水平,是我国核电技术研发和产业创新的最新成果,2020年9月2 8日,该技术研发完成,标志我国全面具备了先进核电自主化能力。     

大反应性测量技术研究

我国第1座超热中子反应堆，其控制和燃料元件效率都很大。如采用常规的添加燃料元件的方法刻度控制元件效率，不仅会干扰堆芯状态，还将超出该反应堆的运行限值和条件的规定，因此，给该堆的安全特性测量带来了困难。介于此，本工作采用了自主研发的数字逆动态反应性计测量技术，其数据处理采用了自动调整步长等先进的数值计算方法，实现了反应性的实时监督，     

“华龙一号”核电技术

“华龙一号”是我国具有完整自主知识产权、国际先进水平的第三代核电技术。“华龙一号”充分吸收我国30多年来核电研发、工程建设、生产运行、装备制造的成果和经验,吸收日本福岛核事故的教训,以世界先进核电设计理念为基础,集成173项科技创新成果,总体技术满足国际和国内最严格、最新的安全标准要求,国产化率达到85%以上,经济型和竞争性得到很大提升。“华龙一号”首堆示范工程——福清核电站5号机组开工建设后,工程顺利进展并严格受控,为核电安全持续发展奠定了坚实的基础。     

“华龙一号”燃料组件设计研究及验证

介绍了"华龙一号"核电技术使用的CF3燃料组件的研发概况及设计特点,包括使用自主品牌的N36锆合金作包壳材料、厚壁导向管、热工性能优良且具有防勾挂功能的定位格架以及具有优良过滤异物功能的空间曲面下管座等。为确保CF3燃料组件在堆内使用的安全性和可靠性,结合"华龙一号"反应堆设计的具体要求,针对CF3燃料组件开展了工程应用的验证分析工作。验证结果表明,CF3燃料组件能够满足"华龙一号"核电技术的使用要求。     

中核北方核燃料元件有限公司

正公司概况中核北方核燃料元件有限公司(二〇二厂),创建于1958年,地处内蒙古包头市,是中核集团公司的重要成员单位,是我国核材料、核燃料元件研制和生产的重点军工企业,是我国核电燃料元件主要的生产科研基地,为我国原子弹、氢弹的爆炸成功和核潜艇的顺利下水做出了重大贡献。公司"厂所合一"的企业构架是中核集团公司生产企业中所特有的,经过50多年的建设和发展,拥有我国最为完整的铀化工工艺、铀冶金工艺、铀粉末冶金工艺、核材料研究、核燃料元件研制和生产体系,是我国最大的核燃料元件和铀金属研发和生产基地。公司设有核     

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。      

中国自主三代核电技术——“华龙一号”品牌名称的由来

正本世纪以来,中核集团在原二代加核电机型CNP1000的基础上,开发具有三代核电技术特征的CP1000。在2011年3月日本福岛核电站事故发生后,中核集团又按照最安全、最先进的设计要求,完成了具有完整自主知识产权的百万千瓦三代核电机组ACP1000的设计。根据国家能源局的要求,ACP1000与中广核研发的ACPR1000技术进行了融合,形成了统一的自主第三代压水堆核电技术方案。为了建立核电国家品牌,为核电"走出去"扩大影响,新机型需要一个响亮的名称,政府有关部     

中核建中核燃料元件有限公司

<正>中核建中核燃料元件有限公司始建于1965年,位于四川省宜宾市,资产总额118亿元,是中核集团下属国有大型骨干企业,国家重点核科研生产基地,国内大型的压水堆核电燃料元件生产基地和国家高新技术企业,被誉为"核电粮仓"。公司建有国家企业技术中心、博士后科研工作站,通过了GB/T19001/ISO9001质量管理体系、GB/T24001/ISO14001环境管理体系及GB/T28001/OHSAS18001职业健康安全管理体系认证。公司以做强做优核燃料元件产业为己任,持续推进创新驱动战略,掌握AFA3G、TVS-2M、试验堆、低温供     

“华龙一号”研发管理及创新

为适应国家产业政策和国内外核电形势,结合自身技术能力和条件,根据国际先进三代核电技术发展趋势,进行军民融合自主研发"华龙一号"三代核电技术,创新研发管理模式实现研发体系转型升级,构架一体化知识产权管理与研发体系实现完全自主知识产权,搭建全球化协同创新平台整合技术资源,创建"互联网+"核能一体化三维协同研发设计平台大幅提升创新研发效率,成功研发出具有完全自主知识产权的三代核电型号"华龙一号",推动核能行业创新水平的提升,实施我国核电"走出去"战略,并将有力促进我国装备制造业升级换代,高度对接"中国制造2025"行动纲领,积极响应"一带一路"倡议部署。     

从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。     

发扬成绩,总结经验,不断创新,持续改进

核电站的安全、可靠和经济运行是核电事业发展的基础。不断提升核电站的安全水平、运行业绩、提高核电的竞争力是核电发展的永恒主题。核燃料及燃料管理直接关系到核电站安全水平和运行的经济性,是核电站技术改进和安全改进的核心领域。而设备管理是保证核电站设备长期安全可靠运行的重要基础。在燃料管理方面,经过多年的实践,广东核电的燃料管理取得了长足的进步。燃料管理的队伍也不断成长壮大。20世纪80年代末、90年代初引进AFA 2G燃料组件制造技术及引进换料堆芯设计技术。20世纪90年代初引进、消化、吸收西屋全套燃料管理设计技术,并应用到电站的燃料管理设计和改进论证中。20世纪90年代中期实现AFA 2G燃料组件供应国产化。从燃料监造、换料设计到运行堆芯监督各方面从严把关,大大提高了燃料的可靠性,燃料可靠性指标连续多年保持在国际先进水平。1998年,经过广东核电、中国核动力研究设计院(NPIC)的共同努力,实现了换料设计的国内化。NPIC从第五循环开始承担大亚湾核电站的换料设计工作。1997~1999年:针对大亚湾核电站高压安注系统存在的可用率较低的问题,经过自主分析,发现了原始设计的不合理之处。经过独立分析论证,提出将高压安注...     

方家山核电业绩登高的技术措施

秦山核电扩建项目(方家山核电)是我国自主研发设计的百万千瓦级先进压水堆核电工程.方家山核电1号机组于自2008年12月26号正式开工建设,至2015年2月12日1号、2号机组全部投入商运,所有关键里程碑节点均按计划顺利推进,运行业绩连续创历史新高.本文从方家山核电设计建造、安装调试、运行管理和维修技术等分析,介绍方家山...     

厦门大学 能源学院 核能研究所

<正>概况:厦门大学能源学院成立于2007年9月,以国家能源科技重大需求和海峡西岸经济发展为导向,通过整合、引进、提高,建成我国一流的集人才培养、技术研发和技术转移于一体的新能源基地。核能研究所是能源学院发展的重点领域,旨在通过与国内外一流核电企业及研发机构的交流合作,配合国家核安全监管在安全验证方面的技术需求,迅速在技术研发和人才培养上取得突破,形成科技转化生产力的核心竞争力,支持我国核电及相关产业的安全高效发展,推动福建省核电行业的跨越式发展。研究所下设核应用材料实     

“华龙一号”设计分析软件包NESTOR的研发与应用

在核电工程的开发与运行过程中,一系列反应堆系统专用设计分析与运行支持计算软件发挥着至关重要的作用。中核集团成功自主研发了核电专用设计分析系列软件包NESTOR,包含核反应堆物理设计软件、屏蔽与源项设计软件、热工水力与安全分析软件、燃料元件相关设计软件、系统与设备设计软件、核电厂运行支持软件、工程管理软件7个专业领域的软件。NESTOR软件具有优良的工程适用性、友好的用户交互方式、先进的计算支撑平台等创新性特点,覆盖了工程设计、安全分析与核电厂运行支持等核电工程关键环节。这些软件可用于"华龙一号"(HPR1000)等系列核电工程,解决三代核电机组出口面临的软件知识产权障碍,对外形成核电工程软件技术转让能力,是我国核电自主创新能力的重要体现。