日美共同研究快堆燃料

【《日本原子》1989年7月号第22页报道】1989年7月7日,日本电力工业中心研究所与美国能源部签订共同研究快增殖堆金属燃料协定。这是一种既安全又经济的燃料,金属燃料由铀,钚和锫组成。     

高温堆燃料元件研制

我国10MW高温试验模块堆采用球形燃料元件,这种燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体里的燃料区和由不含燃料的同样基体材料外壳组成,燃料区和无燃料区之间没有物理上的分界面。用修改了的溶胶凝胶工艺制备燃料核芯,该工艺兼有内、外凝胶工艺的优点,包覆燃料颗粒采用TRISO结构。实验室产品的冷态性能和文献资料上发表的国际同类产品的相当,初步辐射结果良好;用化学提纯工艺制出了核纯天然石墨粉;用准等静压的方法制造球形燃料元件,性能指标达到了设计要求;建立并发展出高温堆燃料研究和发展所需的常规的及非常规的性能测试方法,满足了实验研究的需要。     

快堆燃料元件安全性的新经验

法国《核评论》1980年第1期报道】法国原子能委员会钚基燃料基础研究部进行了一项全新的试验。它们的原理象《法国原子能委员会回声报》所指出的那样,是通过焦耳效应,或裂变热来快速加热预先在法国的“凤凰”或“超强音”(Fortissimo)快堆内辐照过的少量核燃料而模拟研究某种事故。打算通过快速拍照和测量氧化物上所受     

英国首次后处理快堆辐照燃料元件

【瑞士《原子能协会通报》1982年第21期和英国《原子》1982年第1期第10页报道】英国首次后处理了唐瑞25万千瓦原型快中子堆的燃料元件。对后处理结果所做的全面评价不仅证实了后处理是成功的,而且证明快堆燃料的循环也是实用的。在历时4个月的首次后处理期间,唐瑞后处理厂共处理了     

高温堆燃料元件研制(英文)

我国10MW高温试验模块堆采用球形燃料元件,这种燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体里的燃料区和由不含燃料的同样基体材料外壳组成,燃料区和无燃料区之间没有物理上的分界面。用修改了的溶胶凝胶工艺制备燃料核芯,该工艺兼有内、外凝胶工艺的优点,包覆燃料颗粒采用TRISO结构。实验室产品的冷态性能和文献资料上发表的国际同类产品的相当,初步辐射结果良好;用化学提纯工艺制出了核纯天然石墨粉;用准等静压的方法制造球形燃料元件,性能指标达到了设计要求;建立并发展出高温堆燃料研究和发展所需的常规的及非常规的性能测试方法,满足了实验研究的需要。     

HFETR堆内燃料元件吊装万向工具研制

描述了高通量工程试验堆（简称ＨＦＥＴＲ）堆内燃料元件吊装万向工具研制的原因,该工具的结构,原理,特点及其在ＨＦＥＴＲ堆内燃料元件吊运中的意义。     

研究堆燃料元件讨论会

核材料学会于10月26～31日在浙江普陀县召开了研究堆燃料元件讨论会。这次会议集中了我国研究堆燃料元件设计、研制、生产和运行单位的领导和科技人员。这次会议的中心议题是:关于我国研究堆燃料元件的设计、研制、无损检验和使用方面的经验交流,讨论研究堆今后的发展方向和对燃料元件的改进意见。     

日美取消一体化快堆联合研究计划

[日本经济新闻》1994年2月14日报道]日本动力堆和核燃料开发事业团(PNC)和美国能源部已一致同意,取消利用美国能源部的一体化快堆(IFR)开发核燃料循环技术的联合研究计划,因为美国最终已放弃了开发IFR堆的念头。     

日美合作研究高温气冷堆

【英国《国际核工程》1986年第1期第13页报道】1985年9月27日,日本原子能研究所和美国能源部签订了在高温气冷堆的研究和发展方面进行合作的协议。日本原子     

印度研制出快堆燃料

印度总理英迪拉·甘地告诉议会,印度科学家已为马德拉斯附近一座接近完工的快中子增殖实验堆研制出裂变燃料。这样,印度现在就不必向法国购买快中子增殖堆燃料了。     

一种快堆元件定位格架的研制

本文介绍一种由格栅单元构成的定位格架的结构和制造工艺,并对该定位格架的尺寸公差、夹持力和点焊结合力作了测量。这种定位格架适用于快堆燃料元件。     

高温气冷堆燃料元件发展前景

第4代核能系统主要候选堆型之一的超高温气冷反应堆(very-high-temperature reactor,简称VHTR)氦气出口温度要求大于1 000℃;从经济性考虑,模块式高温气冷堆的单堆功率愈高愈好,燃料的燃耗深度也愈高愈好,这些对近代低富集度3层包覆颗粒(modern LEU TRISO particles)燃料元件提出了更高燃耗深度和耐更高温的要求.为满足上述要求,本文介绍了ZrC层代替包覆燃料颗粒的SiC层、UCO(UO2 UC2)核芯代替包覆燃料颗粒的UO2核芯和进一步降低现有低富集度3层包覆颗粒SiC层破损率的高温气冷堆燃料元件的研究和发展.     

脉冲堆燃料元件设计研究

燃料元件是脉冲堆的关键部件,它的设计和制造是脉冲堆的核心技术之一。继美国海湾通用原子公司之后,中国核动力研究设计院也研究并掌握了这项技术,首座脉冲堆(PRC-1)已安全运行了3年多。文中对燃料元件设计研究工作进行了较全面的总结,并通过与(PRC-1)在运行过程中参数的测量结果、试验与验证结果,以及国外发表的某些设计结果的比较和校核,对设计进行了验证和评价。     

脉冲堆燃料元件设计研究

燃料元件是脉冲堆的关键部件,它的设计和制造是脉冲堆的核心技术之一。继美国海湾通用原子公司之后,中国核动力研究设计院也研究并掌握了这项技术,首座脉冲堆(PRC-1)已安全运行了3年多。文中对燃料元件设计研究工作进行了较全面的总结,并通过与(PRC-1)在运行过程中参数的测量结果、试验与验证结果,以及国外发表的某些设计结果的比较和校核,对设计进行了验证和评价。     

脉冲堆燃料元件设计引论

本文总结了脉冲堆燃料元件设计经验,论述了脉冲堆工作特点、燃料性能、燃料元件设计准则和设计内容,对脉冲堆燃料元件设计提出了指导性建议。     

快堆混合氧化铀钚燃料研制课题验收总结

“863”计划能源技术领域国际科技合作重点项目——快堆混合氧化铀钚燃料研制课题已按规定要求于2004年年底进行了验收并通过。本课题分成2001年和2002年两期合同执行。本课题的依托课题为国防科工委“十五”核能开发科研课题“MOX燃料元件技术研究”(Mixed OXide fuel,简称MOX     

美日企业开展轻水堆退役合作

正【世界核新闻网站2016年4月21日报道】美国能源方案公司(Energy Solutions)和日本原子能电力公司(JAPC)2016年4月20日签署合作协议,能源方案将与原子能电力共享在轻水堆退役和去污方面的经验和能力,以便开展原子能电力敦贺1号机组的退役工作。敦贺1号机组是一台1970年投运的341 MWe沸水堆机组,是日本役龄最长的核电机组之一。     

法日延长快堆安全研究合作协定

【《瑞士原子能协会通报》1995年第9期第6页报道】 法国核防护和安全研究所(IPSN)、法国电力公司和日本动力堆核燃料开发事业团于1995年4月初签署了一项延长10年来两国在快堆安全研究领域业已存在的合作协定。 自1996年起要在IPSN设在卡达拉希核研究中心的“小山羊”和“金龟子”装置     

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。     

国外快堆燃料后处理概况

本文综述了国外快堆燃料后处理的概况。讨论了快堆燃料后处理中的技术问题。提出了我国开展这方面研究与发展工作的建议。