美开始利用商业机组测试耐事故燃料

正【世界核新闻网站2018年3月7日报道】美国南方核公司(Southern Nuclear)哈奇1号机组2018年3月4日在装入耐事故核燃料先导组件之后重启运行,成为全球首台装入耐事故燃料的商业核电机组。这台876 MWe沸水堆机组2月4日停堆。在停堆期间,除了开展换料和常规维护工作,工作人员升级了相关系统和设备,并向堆芯装填了由全球核燃料公司(GNF)研发的耐事故燃     

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。     

俄耐事故燃料将于近期在VVER-1000反应堆中接受辐照

正【英国《国际核工程》网站2018年10月2日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)主管科技工作的副总裁亚历山大·乌格尔耶莫夫2018年9月27日宣布,产供集团计划与俄罗斯原子能工业公司(Rosenergoatom)达成协议,近期在VVER-1000反应堆中对耐事故燃料元件进行辐照试验。但没有指明具体将对哪种耐事故燃料进行辐照试验。此前,产供集团公布了正在研发的四种耐     

法马通耐事故燃料在美国试验堆中进行辐照试验

正【世界核新闻网站2018年6月18日报道】美国能源部近日宣布,法国法马通公司(Framatome)耐事故燃料已装入爱达荷国家实验室(INL)先进试验堆(ATR)进行辐照试验。法马通是接受美国能源部耐事故燃料研发计划资助的三家公司之一。另外两家公司是全球核燃料公司(GNF)和西屋公司(Westinghouse)。能源部的这项研发计划在2011年福岛核事故后启动,目标是在2022年前将耐事故燃料装入商     

俄罗斯耐事故燃料明年将开始测试

正【英国《国际核工程》2018年7月23日报道】俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)第一副总裁基里尔·科马罗夫2018年7月18日表示,俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)正在研制轻水堆耐事故燃料,并计划于2019年下半年开始对该燃料进行测试。"所有这些开发活动均基于材料科学领域的技术解决方案,涉及锆及使燃料具有超强耐用性并能承受任何辐射照射的其他材料。"     

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     

西屋新型燃料可将普雷里岛1号机组换料周期延长至24个月

正【普氏《核燃料》2018年11月19日刊报道】美国Xcel能源公司(Xcel Energy)近日表示,在装入西屋公司(Westinghouse)提供的新型燃料Vantage+后,普雷里岛1号机组的换料周期将从18个月延长至24个月,该机组每年将因此降低数百万美元支出。普雷里岛1号机组是一座590 MWe压水堆。在2018年10月换料期间,装入了56个Vantage+组件。此次换料占该机组堆芯燃料     

美国进行一项新的核燃料熔化试验

【美国《核新闻》1984年9月号第88页报道】桑迪亚国家实验室开始进行一项新的轻水堆燃料损坏实验。实验在环形堆芯研究堆上进行,研究人员可直接观察在模拟事故情况下燃料损坏的过程。该实验是美国核管理委员会核燃料严重按坏研究计划的一部分,目的是研究在与1979年三里岛事故相似或更严重的事故条件下核燃料的行为。试验采用新的诊断技术,研究人员可以凭视觉直接观察到燃料损坏过     

切尔诺贝利4号堆有45吨核燃料下落不明

[英国《国际核工程》1994年2月号第2页报道] 根据1993年对切尔诺贝利事故核材料处理的估算,至今尚有150公斤钚和45吨铀同位素(包括430公斤铀-235)下落不明。 已对核事故期间该核电厂的全部核材料(包括未用过的核燃料,堆芯核材料和乏燃料)的处理进行了评估,并对其7年来的下落作了估算。详情如下: 未用过的核燃料 该切尔诺贝利核电厂核燃料贮存区贮存了36个核燃料组件:目前这些燃料组件贮存在该核电厂集中贮存区并将进行处置。 约有5个核燃料组件(含0.5吨铀,10     

俄耐事故燃料即将入堆测试

正【英国《国际核工程》网站2019年1月2日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)旗下新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP) 2018年12月27日宣布,已制造出适用于包括VVER在内的压水堆的耐事故燃料试验组件。试验组件中含有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。这些芯块和包壳组成了4种燃料棒。     

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。     

日本核燃料循环机构与俄罗斯共同处置解体钚

【日本《原子能工业新闻》 1999年 3月4日报道】　核燃料循环机构就有关俄罗斯的剩余核武器解体钚的合作处置 ,决定在今后 5年时间内将俄罗斯的快增殖原型堆(BN- 6 0 0 )的堆芯改造为适用铀·钚混合氧化物 (MOX)燃料的堆芯。具体作法是使用2 0公斤的解体钚 ,制成 3个 MOX燃料元件在堆中燃烧。就有关此事宜最近将与俄罗斯签订协议 ,其目的是在 2 0 0 3年之前实现解体钚的快堆处置。核燃料循环机构还期望多年来积累的 MOX燃料的制造与应用经验为促进核不扩散作出贡献。该计划是在 2月 2 3日由核燃料循环机构举办的“原子能和平利用国际研…     

严重事故情况下环形燃料堆芯氢气产量分析

秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题。利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与传统棒状燃料堆芯相比,环形燃料堆芯氢气产量没有明显增加,使用环形燃料还能推迟事故进程,缓解事故后果。核电站采用环形燃料,不会增大氢气燃烧的风险。     

美三里岛事故损失的估计

【西德《法兰克福汇报》1979年11月7日33页报道】根据美国总统委员会上周发表的关于三里岛事故的报告,显然,反应堆堆芯的损坏比都市爱迪生公司原先自认为的要大得多。委员会估计,约90%的燃料棒受损,而且是在反应堆上部,由于冷却水水位下降使元件里的热量不再能充分地传递出来,温度达到2,100℃以上。委员会认为,至少有30吨核燃料(共约100吨)受到破坏。委员会还认为,堆芯里有几处温度最高达到了2,800℃,这就可能有不到一吨或几吨燃料熔化,美国能源部的看法和委     

俄产供集团介绍核燃料技术创新成果

正【世界核新闻网站2019年4月30日报道】2019年4月16日,在于索契举行的第11届俄罗斯国际核工业展览会召开期间,俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)主管科技和质量的高级副总裁康斯坦丁·韦尔加佐夫在接受媒体采访时介绍了燃料技术创新情况。混合氧化物燃料和再生混合物燃料2018年,俄罗斯国家原子能集团公司     

朝鲜核工业发展简况

[美国《核燃料》1994年1月17日刊报道]本刊获悉,朝鲜民主主义人民共和国正在为在永边(Yongbyon)建造中的第2座石墨慢化堆生产首批堆芯铀燃料。据西方官员说,朝鲜于1992年某个时候就开始为该堆生产燃料,燃料生产设施是在1986年投入运行的。     

安全壳压力和温度分析的质量及能量方程

大破口失水事故分析的目的是检验应急堆芯冷却系统在该事故条件下是否具有保证燃料元件完整性的能力。在事故期间，由于燃料元件的完整性与安全壳压力密切相关，当安全壳内的压力比较高时，燃料元件的完整性比较容易保证；当安全壳内的压力比较低时，燃料元件比较容易损坏。在相同的应急堆芯冷却系统条件下，采用不同的安全完模型可能会得到不同的堆芯燃料元件的峰值包壳温度。比较保守的大破口失水事故分析方法一般都假定在事故期间的安全完压力为认0.1MPa，这种假定从设计上有利于保证堆芯燃料元件的完整性，但是不利于提高核电厂的经济性。根据美国联邦法规SECY一83—472(最佳估算 部分保守)方法，建立一种现实的和相对保守的安全完模型与大破口失水事故程序进行堆芯热工水力特性和安全完压力耕合计算，在保证堆芯安全性的同时可提高核电厂的经济性，克服由人工输入安全完压力进行大破口失水事故计算带来的不确定性是本文的目的。     

一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,BB)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现BB模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。     

一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,BB)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现BB模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。     

东电在福岛事故期间曾隐瞒堆芯熔毁

正【英国《国际核工程》网站2016年6月24日报道】日本东京电力公司(TEPCO)总裁广濑直美2016年6月21日承认,该公司在2011年3月的福岛第一核电厂事故期间曾隐瞒反应堆堆芯熔毁的事实。该公司在事故后一直称发生堆芯损伤,直到事故发生两个多月后才正式承认堆芯熔毁。根据东电内部手册的定义,堆芯损伤超过5%,即可认为发生堆芯熔毁。2016年2月,有媒体报道称,如果东电工作人员遵守内部手册的规定,东电应在事故发生后3天就能确定堆芯熔毁。东电当