燃料棒真空电子束焊机

燃料棒真空电子束焊机能对两种规格的燃料棒进行环焊，其一次性装料量大，焊接速度快，自动化程度高；本文对设备（机械部分）的结构和工作过程作了详细介绍，对设备的主要部件和系统进行了分析和研究。     

AFA 3G燃料棒下端塞电子束焊产生气胀的分析

宜宾核燃料元件厂在AFA 3G燃料棒首次产品合格性鉴定中发现，大批下端环缝焊产生了气胀的焊接缺陷。本文分析了产生气胀缺陷的原因，并介绍了针对其原因进行的各种试验。结果表明，改变焊接参数，即提高焊接速度和适当控制电子束流强度，是解决燃料棒焊接气胀缺陷的最好途径。     

压水堆燃料辐照后燃料棒棒间距数据机器视觉测量方法研究

针对辐照后燃料棒棒间距数据获取和处理困难的问题,基于燃料棒几何特性及其在压水堆燃料组件中的排列方式,本文提出一种基于机器视觉的高效、可靠的燃料棒棒间距数据测量方法。该方法首先采用Retinex算法对水下燃料棒的采集图像进行增强预处理;然后,针对燃料棒阵列的前后成像干扰问题,采取边缘增强和逐行灰度特征处理方法实现待测燃料棒与背景燃料棒的有效分离,并进一步提升图像清晰度;最后,对燃料棒图像的单行灰度值进行二次曲线拟合,获得各个燃料棒的亚像素边缘点坐标。乏燃料组件的现场实验验证结果表明,该方法可一次性实现16个燃料棒棒间距测量,且测量精度达±0.32 mm,可为燃料性能分析提供高效、可靠的数据支持。      

采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用

在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。     

破损燃料组件修复后的物理特性分析

破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。     

燃料组件修复装置的设计

核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。     

燃料棒周向导热对超临界水堆堆芯子通道分析的影响

本文在子通道程序的燃料棒模型中引入三维导热方程,使该模型能用来模拟燃料棒的周向导热情况。采用改造后的子通道程序对混合谱超临界水堆设计中的两种燃料组件结构进行计算分析,研究燃料棒周向导热对超临界水堆燃料组件子通道分析的影响。结果表明：热谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响不能忽略;快谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响基本可忽略。     

核电站燃料棒制造中的电子束焊接

欧美等国在燃料棒制造中大都采用TIG法,而我国则采用了电子束焊接方法。电子束焊是一种在高真空中进行的机械熔化焊方法,特别适用于燃料棒的焊接。目前生产中使用了两种专用真空电子束焊机。ES1-2型焊机,它采用自动焊接夹具,在真空中完成上料—焊接—冷却—下料,每次100根。HD-60型焊机,它仅将焊接处局部密封在真空室中,该机的动作和参数均由计算机控制。燃料棒电子束焊接中出现的成形差是由电子束焦点畸变,飞溅,灯丝老化等造成,采用对中电子枪,电子束扫描,选择合理规范来解决;未焊透是由焦点功率密度变化所致,采用调整焦点大小及位置,或改进接头结构,提高加速电压来消除;气孔产生的原因较特殊,可能是飞溅,表面清洁度,配合间隙中残留气体等引起,一般采用严格清洗工件,电子束扫描或改进端塞结构等措施来避免。     

核电站燃料棒制造中的电子束焊接

欧美等国在燃料棒制造中大都采用TIG法,而我国则采用了电子束焊接方法。电子束焊是一种在高真空中进行的机械熔化焊方法,特别适用于燃料棒的焊接。目前生产中使用了两种专用真空电子束焊机。ES1-2型焊机,它采用自动焊接夹具,在真空中完成上料—焊接—冷却—下料,每次100根。HD-60型焊机,它仅将焊接处局部密封在真空室中,该机的动作和参数均由计算机控制。燃料棒电子束焊接中出现的成形差是由电子束焦点畸变,飞溅,灯丝老化等造成,采用对中电子枪,电子束扫描,选择合理规范来解决;未焊透是由焦点功率密度变化所致,采用调整焦点大小及位置,或改进接头结构,提高加速电压来消除;气孔产生的原因较特殊,可能是飞溅,表面清洁度,配合间隙中残留气体等引起,一般采用严格清洗工件,电子束扫描或改进端塞结构等措施来避免。     

核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

基于热力学第二定律以及压水核反应堆燃料棒稳态传热偏微分方程的一般形式,通过熵增的数值计算,讨论分析燃料棒内热量的传递过程和方向,以及能量品质的得失。先对典型二维矩形域传热问题进行数值计算,并采用解析解对该数值方法进行了验证。然后对含有内热源的单根燃料棒进行传热计算,讨论其温度和熵增分布情况,通过熵增云图分析可以展现燃料棒内热量的传递过程和品质变化,为核反应堆热工设计提供有益参考。     

脉冲堆燃料元件壁温测量热电偶的焊接

脉冲堆燃料元件表面温度测量用的铠装热电偶,其端头部分的套管外径仅为0.25mm。通过对焊接形式、封头工艺及热电偶与燃料元件表面的焊接工艺进行研究比较,采用了脉冲氩弧焊封头、激光点焊焊接的方法。对焊后模拟件进行的各种检验表明,所采用的方法是可行的。     

Effect of applied current on the formation of defect in PWR nuclear fuel rods in resistance pressure welding process

The welding of zirconium alloy components is one of the most critical processes in the fabrication of nuclear fuel rods used in pressurized water reactors. For this, various welding processes, such as gas tungsten arc welding, electron beam welding, laser beam welding, and resistance pressure welding (RPW), are used around the world. In Korea, the RPW process is being used to fabricate nuclear fuel assembly fuel rods. This study investigated changes in the weldment shape owing to welding conditions such as welding current, welding force, and overlapping. The welding soundness of the weldment was evaluated by hydraulic burst test. The welding temperature of the weld zone was measured using a thermal infrared method. Discontinuous black spots in the weld line, regarded as a non-bonding defect, were confirmed as spots caused by the carbide precipitation of zirconium during welding.     

Effect of fuel burnup on the effectiveness of ultrasonic detection of leaky fuel elements in VVER-1000 fuel assemblies

The effect of fuel burnup in VVER-1000 fuel elements on the utilization effectiveness of ultrasonic detection of leaky fuel elements is examined. It is determined that the limitations of this method are due to the interaction of fuel-element cladding with the fuel pellets. Threshold for fuel burnup in VVER-1000 fuel elements with E-110 alloy cladding, determining the application limits of ultrasonic detection of leaky fuel elements in fuel assemblies, is determined.     

AFA 3G燃料组件骨架导向管与格架的压力电阻焊工艺研究

骨架点焊是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。对AFA 3G骨架点焊焊接技术，即格架与变径导向管之间的压力电阻点焊，在我国尚属一个崭新的技术课题。在大量实验的基础上，就不同的焊接规范对焊点质量的影响进行了详细的讨论与研究，包括焊点的剪切力、焊点熔核尺寸以及焊点腐蚀性能，从而获得了比较理想的焊接规范。     

New Generation of Microfuel-Based Fuel Elements for VVÉR Reactors

The results of development work on a new generation of fuel elements based on microfuel for VVÉR reactors using the basic data from post-reactor investigations and bench tests in experiments simulating LOCA for existing fuel elements with ceramic fuel are presented. It is shown that cermet fuel elements will make it possible to realize most fully the advantages of such fuel, specifically, to develop a sealed first loop and to simplify and reduce the cost of safety, automatic control, radiation protection, coolant puification, and other systems. For example, cermet fuel elements in VVÉR-1500 reactors can improve safety under various operating conditions, maneuverability, vibrational strength, fuel assembly lifetime, and geometric stability of fuel elements.     

脉冲堆元件的焊接

脉冲堆用的7种元件的密封包装是通过焊接来完成的。本文以燃料元件为主,着重对焊接设备,焊接工艺及质量检验进行了介绍,同时还介绍了脉冲氩弧焊和氦弧堵孔焊的工艺。     

铍/铝镁合金YAG激光焊接工艺及微观组织分析

利用YAG激光焊接了铍/铝镁合金环,探索出合理的焊接工艺参数,采用扫描电镜及电子探针对铍/铝镁合金焊接接头的组织结构进行了研究。冷却速度对显微组织的形成影响明显,在靠母材的焊缝两侧,焊缝的显微组织为树枝晶,而焊缝的中心为等轴晶;在焊缝处主要存在焊接热裂纹及夹杂物,对夹杂物的能谱分析表明,其主要由C、O、Al、Mg、F、Cl等元素组成;对焊缝的面扫描结果表明,C、O等元素在焊缝的表面存在偏析,而Be与Mg分布较为均匀。     

Radiation resistance of high-density uranium—molybdenum dispersion fuel for nuclear research reactors

The results of radiation tests are discussed and the character of the failure of fuel compositions and the operability of fuel elements is analyzed as a function of the type of fuel and the irradiation conditions. The intense interaction of the fuel with the matrix material is considered as the main factor limiting the operability of fuel elements in power-dense high-flux nuclear reasearch reactors. It is concluded that low-enrichment high-density uranium—molybdenym fuel can provide reliable operation of dispersion fuel elements in low-and medium-power research reactors. Such fuel can be used in power-dense high-flux research reactors if the fuel load is decreased below the maximum admissible amount, the compatibility of the uranium—molybdenum alloy with an aluminum matrix is radically improved, or fuel elements with a different construction, for example, monolithic, are used. __________ Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 100, No. 1, pp. 35–44, January, 2005.     

Fabrication of Mixed Urianium–Plutonium Fuel on the Paket Setup and Waste Handling Methods

The results of fabrication of fuel elements with mixed uranium–plutonium oxide fuel are presented. The experimental fuel assemblies assembled from the fuel elements were tested in BN-350 and -600 reactors. Postreactor investigations of the fuel elements showed that there was no substantial difference in the behavior of the fuel cores consisting of the mixed fuel as compared with UO₂ fuel. Solid and liquid radioactive wastes are produced during the fuel fabrication process. A classification of the wastes and methods for handling them is given. It is shown that the off-grade sintered pellets should be pulverized and returned to the beginning of the mixed-fuel fabrication process.