质保监督在核燃料元件制造中的应用

本文除对核燃料元件制造中的三种验证层次作简要的叙述外，着重对质保监督中这个第二层次验证活动的来源、元件制造体系自身的需要以及质保监督的类别、对象、手段、目的和验证程序等作了较为详细的论述。并结合现场实际，对监督员的素质、报告记录格式、取样频次、监督方法、用户见证、报告形成和跟踪监督等操作方法作了分析说明。着重指出：检查、监督和监查等必须密切配合，才能使物项制造始终处于受控状态之中。     

核燃料元件制造中的不符合项管理

本文阐述了核燃料元件制造中不符合项定义、不符合项的分类原则、不符合项的分级及处理权限、不符合项的处理原则、不符合项的处理程序及不符合项的闭环管理。     

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。     

多冲模液压补偿和自动润滑模具的研制试验

多冲模液压补偿装置采用多个冲模集于同一油脂腔中并用高温润滑油脂作压力补偿介质。根据帕斯卡定律使每个冲模在压制过程中具有相等的压力值。此装置能使核燃料元件生产中的机械压机单冲模等容压制方式改变为多冲模的等压压制。能提高核燃料及粉末陶瓷产品的质量和产量,具有较好的经济社会效益。     

HTR-10燃料元件的制造和发展趋势

经过二十多年的研究和发展,研制成功了具有我国自主知识产权的高温气冷堆燃料元件制造技术,为10MW高温气冷堆生产了产炉燃料元件.生产的燃料元件所有性能指标均满足设计要求,平均制造破损率为4.7×10-5,达到了世界先进水平.为了考验燃料元件在堆内正常工况和事故工况下的辐照性能,分别从第一和第二批产品中各取出两个燃料球进行了辐照考验.辐照试验在俄罗斯IVV-2M堆进行,最高燃耗和累积快中子通量分别达到了107000MWd/t(U)和1.31×1021n/cm2,辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损.为了满足超高温气冷堆的运行要求,新的ZrC"TRISO"型颗粒燃料有可能代替传统的SiC "TRISO"型颗粒燃料.     

10 MW高温气冷堆球形燃料元件制造

10 MW高温气冷实验堆球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺.制造了44批,约20 540个燃料元件.燃料元件的冷态性能符合设计指标,44批燃料元件的平均自由铀含量为4.57×10-5,正品率为99%.     

下一代PWR高性能燃料元件的设计与制造

本章考察了制造薄环状外壳燃料的可行性。伽玛工程公司正在进行一次评估——针对于最优化环状燃料设计相关的可能的生产工艺。可能的生产路线和工艺技术包括：     

铀燃料元件制造设施职业照射分析及改进措施

文章通过对我国某铀燃料元件制造设施职业照射数据的统计分析,并与国内统计数据对比,总结得出某铀燃料元件制造设施职业辐射防护中的薄弱环节,结合铀燃料元件制造设施的工艺生产现状及辐射防护特点,针对性地提出改进相关设备的密封性、改善操作的自动化水平,以降低工作场所气溶胶浓度和工作人员的居留时间,从而降低个人剂量的优化方案。     

下一代PWR高性能燃料元件的设计与制造

1引言 本文提供了一份由U．S．DOE（美国能源部攒助的核能系统研究与发展计划（NERI,Nuclear Energy Research Initiative）项目的研究成果概要,该项目主要涉及高功率密度压水堆（以下简写为PWR）内、外两面冷却的环状燃料的研究开发情况。麻省理工学院（MIT）计划将这种新燃料用于保持或提高安全性裕量,同时还允许其功率密度有较大的增加（规定在30％或更高）。由MIT（组织者）、西屋电气公司、伽玛工程（GammaEngineering）公司、     

核燃料元件的综合标准化

本文阐述了核燃料元件综合标准化在我国开展的概况、工作方针和工作程序。     

压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析

描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。     

U-10wt%Mo合金与LT24Al的反应层性质研究

对U-10wt%Mo合金和LT24Al合金的反应层性质做了较详细的研究.将U-Mo/Al扩散偶试样在不同条件下进行热压处理,用光学显微镜(OM)和扫描电子显微镜(SEM)分析反应层的厚度,用能谱仪(EDS)分析各元素在反应区内的分布情况,用X射线衍射仪(XRD)测定了反应层的相组成.分析结果表明:U-Mo合金与Al的扩散方式是反应扩散,方向主要为Al原子通过空位扩散向U-Mo合金中迁移;反应层生长动力学表明反应为扩散所控制;U-Mo/Al的单相反应层主要由(U, Mo)Al3组成;两相或多相反应层主要由(U, Mo)Al3和(U, Mo)Al4组成,此外还含有Al20Mo2U;Al中的杂质Si容易在反应层中富集,这种趋势说明Si对改善U-Mo合金和Al的相容性起积极作用.     

核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进,材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

核电厂燃料元件性能分析程序包的开发

几年来,根据核动力堆燃料元件设计和安全审评的需要,发展和引进了一组燃料元件、组件分析程序,积累了一定的经验。发展了若干大程序的配套联接,其程序组合已用于秦山核电厂燃料元件行为分析。根据国际上的最新发展和国内实验工作的进一步开展,今后应在现有程序的改进、材料数据的积累、高燃耗和严重事故下元件性能程序开发等方面给以更多注意。     

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

板型燃料元件内部缺陷的无损检测

本文使用超声波水浸单探头反射法对不贴紧缺陷进行了检测,根据缺陷反射波的形状及在时域上的位置对缺陷的深度和类型进行了分析评价。使用²⁴¹Am源59.5 keV的单能窄缝γ射线,对芯体分布的均匀性进行了检测。根据特定检测频率下包壳厚度与涡流阻抗变化的对应关系对包壳厚度进行了分析评价。通过超声、射线和涡流检测方法对板型燃料元件内部缺陷检测并给予评价,保证产品质量。     

CANDU-6型核燃料元件制造钎焊一次焊合率的控制

钎焊是CANDU-6型核燃料元件制造过程中的重要工艺环节,其一次焊合率的高低将影响后续坡口尺寸加工的稳定性、芯块装管的难易程度以及端塞密封焊接质量.因此,需对钎焊的一次焊合率进行很好地控制,尽量降低一次未焊合率.本工作对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量等因素对一次焊合率的影响进行分析,并通过实验确定了对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量的控制范围,达到了较好控制钎焊一次焊合率的目的.     

我国压水堆核电燃料元件的发展

概述了我国压水堆核电燃料元件发展历程及世界压水堆燃料元件发展趋势,并对我国核电燃料元件发展提出了见解.     

铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

        为分析UF₆泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF₆容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF₆室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF₆泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。