新型铀钼燃料完成辐照考验

<正>【世界核新闻网站2017年4月27日报道】一种板型铀钼燃料近期在美国完成性能测试。这种燃料是一种研究堆燃料,将被用于替代具有扩散风险的高浓铀燃料。2012年,比利时、法国、韩国和美国签署协议,决定使用韩国原子能研究所(KAERI)的离心雾化技术生产高密度低浓铀燃料,其目标是减少并最终终结高浓铀燃料在民用研究堆中的使用,从而降低扩散风险。2013年6月,美国向韩原研提供110千     

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     

世界辐照燃料元件累积数量估计

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核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

FeCrAl包壳燃料棒辐照行为研究

铁素体FeCrAl不锈钢具有成为耐事故燃料包壳材料的潜在价值。通过FeCrAl包壳燃料棒堆内性能的初步分析,评估FeCrAl包壳的堆内性能,并对FeCrAl包壳后续的研发及应用提出建议。使用FUPAC程序对FeCrAl包壳燃料棒的堆内稳态辐照行为进行了初步研究。分析结果表明,FeCrAl包壳燃料棒的温度、内压、应力应变均低于设计限值。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

中国先进研究堆燃料元件包壳候选材料中温动水腐蚀

对中国先进研究堆（ＣＡＲＲ）燃料元件包壳候选材料ＬＴ２４、３０５铝合金进行了温度为２００℃流速为１０ｍ／ｓ的堆外动水腐蚀试验研究。     

国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应

介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料316不锈钢(316SS)经650℃高温、积分中子注量3.1×1021n/cm2(En>0.1MeV)的辐照概况,以及辐照后在650℃与室温下的拉伸力学性能试验和金相检查的结果及评述。     

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

秦山核电厂燃料元件内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验堆开展了3×3-2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。 考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m~2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

实验性反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍一种应用超声焊接技术在几种实验堆燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可以使得铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要的手段。     

秦山核电厂燃料元件堆内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验难开展了3×3—2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m_2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

高燃耗MOX燃料首次堆内试验未导致包壳破损

【美国《核燃料》1996年3月11日刊第10页报道】 法国核安全和防护研究所(IPSM)说,在功率突增的工况下对高燃耗混合氧化物(MOX)燃料进行试验,所得的数据没有提供有关燃料包壳破损的任何证据。这项试验是3月1日在该研究所设在卡达拉什的卡布里反应堆中进行的。     

新型锆合金包壳材料商业反应堆辐照考验方案设计

对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节。相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低。本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考。     

压水堆燃料元件包壳破损在线监测系统研制

针对压水堆核电厂运行工况下燃料元件包壳发生破损的情况,通过以机理性定量分析方法为基础的诊断物理模型和在线监测系统设计,给出完整的包壳破损在线监测解决方案。同时,通过理论模拟计算、原理样机带源实验以及电厂实测运行数据验证,多方面验证了系统设计的正确性。该套系统能够改进中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组现有燃料破损监测手段的不足,提高压水核电机组运行的安全性能。     

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。     

法国压水堆燃料元件新一代包壳材料的发展

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状,着重介绍了所开发的新锆合金（Ｍ２,Ｍ３,Ｍ４,Ｍ５合金）在堆内外的性能。其中Ｍ４和Ｍ５合金包过央燃料棒燃耗达到５５ＧＷ．ｄ．ｔ＾－１的辐照考验结果表明,它们的堆内的腐蚀,蠕变和辐照伸长等性能优于改进型Ｚｒ－４合金包壳。     

氧化物燃料与不锈钢包壳在辐照下的化学相互作用

本文介绍了辐照下氧化物燃料棒不锈钢包壳内壁腐蚀的起因、影响因素、腐蚀机理、腐蚀过程热力学和动力学。对文献中发表的关于包壳内壁腐蚀的数学关系式做了分析评价。认为劳伦斯等人提出的半经验关系式至今是较合理的。推广之得出了新的关系式。最后提出了控制内壁腐蚀的几种途径。     

水化学对燃料元件包壳腐蚀行为的影响

燃料元件包壳的水侧腐和吸氢是当前进一步提高燃耗的主要限制因素，由于一回路水中加入Ｈ３ＢＯ３和ＬｉＯＨ，使包壳的腐蚀问题变得更为复杂。本文综述了ＬｉＯＨ及ＬｉＯＨ－Ｈ３ＢＯ３对锆合金水侧腐蚀的影响，以及研究这种影响机理的现状。