放射性样品中子CT实验环境研究进展

<正>以乏燃料元件为代表的放射性样品的无损检测一直是世界各国发展核电的关键技术之一。探测燃料元件的内部缺陷、裂纹、变形等,锆合金包壳的完整性与尺寸变化、焊接情况与密封性等可以促进燃料元件的设计、生产与制造技术,更加有效地利用核能。乏燃料元件的强放射性要求必须一套完整的实验环境装置以保持人员与仪器等的安全。利用中国先进研究堆上的中子照相设备,研制出相     

板型燃料元件燃耗自动测量系统设计

现有的板型燃料元件的燃耗无损测量自动化水平较低,只适用于单点测量。结合板型燃料元件的结构特点及燃耗测量要求,设计板型燃料元件自动测量系统。自动测量系统集成了交互式测点规划、运动系统控制、γ能量谱仪控制、数据处理及结果可视化功能,实现了板型燃料元件多点、分段、自动化、无损燃耗测量。系统运行结果表明:该系统可靠性高,操作简单,能够有效地提高测量效率、精度,降低操作人员的工作量。     

采用X射线层析摄影技术测定HTGR燃料元件UO2分布的均匀性

高温气冷堆燃料元件内 UO_2分布均匀度是标志燃料元件性能重要指标之一。采用 X 射线层析摄影和计算机图像处理技术,实现了用无损检测方法测定球形燃料元件内 UO_2颗粒的分布。文中介绍了球形燃料元件层析摄影检测的工艺及要点,并对摄影模糊度作了专门阐述。对所摄取的断层底片进行计算机图像处理后,直观地表明 UO_2颗粒分布的均匀度。文中还简要地介绍了计算机图像处理硬件及专门编写的软件包。检测结果可通过 CRT 彩色摄影或彩色打印机绘出直观截面图像。结果表明,采用这种技术测定球形燃料元件中 UO_2颗粒分布均匀性是非常成功的。     

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。     

高性能燃料元件堆内试验组件焊接技术

高性能燃料元件研究项目组设计的堆内试验组件的焊接部件主要包括:1mm厚的不锈钢燃料包壳管和压力包壳管（合称为双包壳管）、端塞及压力传感器等。焊接设计要求达到以下标准:熔深1mm;焊缝变形量小于0.1mm的双包壳管间隙;焊缝氦漏率小于10-5Pa·m3/s:需要通过按1级焊缝标准要求的X光无损检测。根据任务要求,我们将高性能燃料元件堆内试验组件的焊接分为元件本身结构的焊接和堆内试验测试系统与元件结构的焊接两个部分。 元件本身构件的焊接主要是指元件的双包壳薄壁管与端塞的焊接和端塞的充压堵孔焊。这部     

包覆燃料颗粒应力的有限元分析

高温气冷堆的燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中组成。在反应堆运行过程中,辐照及各复杂的物理化学反应产生的应力会使包覆燃料颗粒发生破损,对包覆燃料颗粒进行应力分析是评价燃料元件和反应堆运行安全性能的主要内容之一。本文基于压力壳模式,主要考虑内压作用下的球形壳层应力及包覆燃料颗粒的非球形因素,用有限元法对应力进行了分析。     

压水堆电站燃料元件破损定位探测方法介绍

本文主要介绍70年代以来国外压水堆电站燃料元件破损定位探测技术的新发展。利用无损检洲技术(如超声探伤、 发射技术、红外测温等)来定位检测破损燃料元件棒,以实现不解体燃料组件而更换掉组件中破损元件棒,然后将未达燃耗的燃料组件再重新入堆。     

高燃耗燃料元件易引发卡棒事件

一、事件的基本情况据资料报道 ,美、法、德、日等国都在积极地开展压水堆核电站燃料的高燃耗方面的研究试验工作。其目的是延长燃料元件使用寿命、提高铀燃料利用率和降低燃料循环成本 ,进而有利于降低核电成本。它也是在核燃料一次通过反应堆前提下的一种有效的节铀途径。有资料表明 ,如果压水堆燃料元件燃耗由 3.3万兆瓦日 /吨铀提高到 5万兆瓦日 /吨铀 ,并采用 1 2个月的换料周期 ,就可节约铀 1 3- 1 6 %。近几年国外研究结果认为 ,压水堆卸料燃耗达到 4 .5万兆瓦日 /吨铀时已没有多大的破损风险。据报道 ,1 994至1 9 96三年中 ,当压水…     

核电站燃料元件~(235)U丰度无损检查仪

介绍了燃料元件UO_2芯块中~(235)U丰度混料的无损检查仪(以下简称丰度仪)的研制和使 用情况。该丰度仪采用无源γ射线测量技术,使用带孔碘化钠晶体和四通道多路分析器,提高了检测效率,用平均值比较法处理数据降低了误检率。仪器结构简单,操作方便,为我国燃料元件生产提供了一种新的检测手段,已成功地用于秦山电站燃料元件生产检验。     

核电站燃料元件~(235)U丰度无损检查仪

介绍了燃料元件UO_2芯块中~(235)U丰度混料的无损检查仪(以下简称丰度仪)的研制和使用情况。该丰度仪采用无源γ射线测量技术,使用带孔碘化钠晶体和四通道多路分析器,提高了检测效率,用平均值比较法处理数据降低了误检率。仪器结构简单,操作方便,为我国燃料元件生产提供了一种新的检测手段,已成功地用于秦山核电站燃料元件生产检验。     

台湾省计划制造燃料元件

【西德《原子经济》1981年第12期第641页报道】据德国反应堆安全公司报道,目前台湾正在探讨自己制造燃料元件的可能性。台湾电力公司——三座核电站的所有者,正在进行这方面的准备工作。目前台湾的沸水堆燃料元件是美国通用电气公司制造的,压水堆燃料元件是西屋电气公司生产的。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

正燃耗测量对于验证堆芯燃料管理和设计,确定燃料组件的燃料损伤或燃料特性等方面均有十分重要的意义。对反应堆的乏燃料组件或燃料实验组件的燃耗测量已逐步发展了多种方法,一般分为无损方法和破坏性方法。无损方法就是通过(扫描等非破坏性的方法对燃料元件中裂变产物进行相对或绝对活度测量,通过组件在堆内的辐照功率史,确定燃料组件的燃耗。     

西德高温钍堆获准继续运行

据美国《核新闻》1986年8月号报道,最近,西德北莱茵-威斯特法伦州的许可证审批当局已经撤消了他们不准高温钍堆(THTR-300)继续运行的决定。在这之前,该州的经济部长鉴于反应堆出现了故障曾强制停止其运行。故障发生在5月4日,当时这座球床反应堆门一个球形燃料元件卡在了燃料装卸管中。为了取出这一赫料     

放射性样品中子CT实验环境研究进展

正放射性样品中子CT实验环境设备主要用于以乏燃料元件为代表的放射性样品的无损检测,能够对燃料元件的内部缺陷、芯块内可燃毒物分布、锆合金包壳的氢聚情况及几何尺寸变化、焊缝与密封性检查等进行无损检测研究。2018年中国先进研究堆(CARR)运行期间,使用乏燃料元件模拟件为     

生产核燃料芯块的新烧结炉

【西德《原子核能》1983年第42卷第3期第206页报道】西德的电站联盟燃料元件研究实验室和反应堆燃料元件联盟经过5年的共同研究,已研制出一种制造轻水堆燃料元件芯块的新方法。采用这种新方法的加工设备,最近已在哈瑙反应堆燃料元件联盟投入生产。下图为使用中的新烧结炉。     

英国将在塞拉菲尔德使用一座新的轻水堆燃料元件贮存池

【瑞士《原子能协会通报》1982年6月第11—12期第9页报道】英国核燃料有限公司即将使用一座新的轻水堆辐照燃料元件贮存池。预计,这座贮存池专门用于中间贮存国外运来的燃料元件,这些燃料元件以后都要送往正在规划中的 THORP 厂去后处     

西班牙的一座燃料元件制造厂批准投产

【《瑞士原子能协会通报》1985年第4期报道】西班牙工业部长1985年1月14日批准西班牙核能公司运行建在萨拉曼卡省的胡兹巴多(Juzbado)燃料元件制造厂。该厂建有两条生产压水堆燃料元件的生产线和一条生产沸水堆燃料元件的生产线。西班牙核能公司将使用美国电气公司的专利制造沸水堆燃料元件。用西屋电气公司的专利制造压水堆燃料元件。西班牙的这座燃料元件厂于1981年初开     

中国先进研究堆放射性样品中子CT实验环境研究进展

正1概述1.1放射性样品核燃料元件介绍放射性样品中子计算机层析照相技术(CT)实验环境是中子照相装置的一部分,坐落于中国先进研究堆的中子照相装置上。该CT实验环境主要用于以核燃料元件为代表的放射性样品的无损检测,建立放射性样品间接中子CT测试平台,开展有强放射性的核燃料元件三维中子照相无损检测方法的研究。核燃料组件是反应堆的核心,其价值大约是核电站建造成本的7%,运行成本的50%。燃料元     

普雷克斯流程也适用于快堆后处理

【西德《原子经济》1983年第9期第434页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心热化学研究所成功地处理了一批快中子增殖堆的辐照燃料元件。这是在名为“米利”的实验装置中进行的,这批燃料元件共7公斤,最高燃耗达100,000兆瓦·日/吨。从而证明了用于轻水堆辐照燃料的后处理方法——普雷克斯流程完全适用于快堆燃料元件的后处     

瓦克尔多夫后处理厂获得第一部分建造许可证

【西德《原子情报》1985年第10期第6页报道】 1985年9月27日巴伐利亚州环境部给瓦克尔多夫轻水堆辐照燃料元件后处理厂和混合氧化物燃料元件厂发放了第一部分建造许可证,并指示立即实施。这部分许可证包括建造一座燃料元件接收贮存池,贮存量为1,500吨辐照燃料元件,这些元件干贮存在特制容器中;挖掘主工艺