法杰马第二代先进燃料组件

本文介绍了法杰马所提供的先进燃料组件(AFA)设计所具有的特点,同时介绍了第二代先进燃料组件的技术改进。     

法国在900MWe压水堆证实其新一代核燃料组件的价值

【英国《国际核工程》1988年12月号第43页报道】法国法杰马公司在法国原子能委员会的赞助下研制成的第一批新一代先进核燃料组件(简称AFA),已于1985年4月装入特里卡斯坦核电厂1号堆。截至1988年6月,8座900MWe压水堆(法国5座,比利时2座,瑞典1座)正在以部分或全部AFA装料运行。装入堆内的AFA总计约650个。首先用于设计12英尺长     

皮埃尔拉特工厂的自动化燃料生产

【英国《国际核工程》1989年9月号第26页报道】法比核燃料加工公司建在法国皮埃尔拉特的核燃料工厂,于1984年1月成为该公司的第三个生产工厂,它是生产先进燃料组件(AFA)的主要工厂。它在历时3年的建造、安装和调试以后,于1984年下半年开始生产 AFA,于1985年3月交付了     

开发新一代核燃料组件

【英国《国际核工程》2000年1月号第38页报道】 联合设计燃料组件是由法马通/法杰马公司(Framatome/Fragema)和法马通高杰马燃料公司(FCF)制订的联合战略的成果。它们希望研制出一种能够满足2005年以后的运营者需求的燃料组件。 20世纪末,缺乏竞争力是核工业面临的主要挑战。为此,Framatome/Fragema和FCF已经研制出了一种新的核燃料组件即联合燃料组件,它可使现在的压水堆(PWR)能够得到更好地利用,还可用于未来的欧洲压水堆(EPR)。 研制该联合燃料组件的目标建立在对法马通(Framatome)/法杰马(Fragema)(特别是在欧洲、中国和南非)…     

美法达成混合氧化物制造协议

【美国《核新闻》2003年10月刊报道】 法国Areva公司2003年9月5日宣布,美国能源部已经选定它制造4个示范用混合氧化物(MOX)燃料组件。这些示范用组件将被用在杜克(Duke)电力公司的一个核电厂中。 2002年,美国能源部决定用Areva公司的技术来以MOX燃料的形式处置美国多余军用钚库存。为此,能源部选定由与Areva公司有关的杜克-高杰马-斯顿韦伯斯特(DCS)财团建造混合氧化物燃料制造设施。 亚利瓦公司说,示范用组件将由法国高杰马公司在其位于卡达拉什的制造设施中制造。组件制造许可证必须首先由法国主管部门发出。如果得到这样的许可证,…     

欧洲压水堆和沸水堆燃料元件制造商

【德国《核化学冶金公司市场报告》1996年第4期报道】在欧洲,压水堆燃料的主要供应商是法国的法杰马/FBFC公司、德国的西门子公司、英国的英国核燃料公司(BN-FL)和西班牙的国家铀公司(ENUSA)(后两家公司与西屋公司合作)。最近,瑞典的ABB原子公司(传统的沸水堆燃料制造商)也开始提供压水堆燃料。 沸水堆燃料市场上的主要欧洲供应商是     

俄罗斯与西门子组成MOX联营公司的先决条件是出口MOX燃料

除非俄罗斯能够将其混合氧化物燃料(MOX)产品出口到德国和其它硬通货核市场,否则俄罗斯将不会同意与西门子公司或任何其它国外公司共同组成加工混合氧化物燃料的联营公司。这是俄罗斯原子能部(Minatom)的一位高级官员上周宣布的。 德国电力公司正准备放弃在德国哈瑙的混合氧化物燃料制造项目,并且已经与法国科杰马公司、英国核燃料公司(BNFL)等讨     

压水堆燃料棒设计参数不确定性研究

采用岭澳二期换料方案使用的功率运行数据,用法玛通的COCCINEL程序对AFA 2G燃料组件设计参数的不确定性进行计算、分析和评价.AFA 2G燃料组件虽已使用了很长时间,并已逐渐被AFA 3G燃料组件和Alliance燃料组件所替代,但其燃料棒设计参数不确定性研究结果同样适用于新型燃料组件.作为同一公司的系列产品,这些组件在某些方面具有一定共性,设计参数和所用材料又大致相同,所以,对AFA 2G燃料组件的研究具有一定的典型性.     

欧安诺获得日企MOX燃料合同

正【法国欧安诺集团网站2020年2月5日报道】法国欧安诺集团(Orano)近日与日本核燃料工业公司(NFI)签订合同,为关西电力公司(Kansai)高滨3号和4号机组制造32个混合氧化物(MOX)燃料组件。这批燃料将在梅洛克斯(Melox)厂制造。这份合同是欧安诺与日本电力公司签订的一系列合同中的一份。最早的合同可以追溯到几十年前。     

法国重新改组核燃料元件生产体制 布占岭

【瑞士《原子能协会通报》1982年5—6期第6页报道】据法美原子公司的专家们说,截至去年年底,法国压水堆燃料元件的设计、工程劳务和销售都是由法美原子公司的燃料处负责的。燃料元件是在法国—比利时燃料制造公司所属工厂(法国罗芒厂和比利时德塞尔厂)生产的。 1981年3月,法美原子公司和西屋公司以交换技术资料协定取代了他们的旧专利合同,西屋公司出售了他在法-比燃料制造公     

高能X射线CT技术在辐照后核燃料组件检测中的发展及应用

定期检测辐照后核燃料组件对保障反应堆安全运行和开展高燃耗下核燃料组件的性能研究具有重要意义。为了能在不拆卸、不破坏燃料组件的情况下更好地观察燃料组件及其内部燃料棒的缺陷及结构变化等信息,高能X射线计算机断层扫描(X射线CT)技术作为一种有效手段可用于辐照后核燃料组件的检测。日本多年来一直致力于该技术的研究工作,成为世界上唯一一个研制出用于辐照后燃料组件检测的高能、高分辨率X射线CT检测装置且应用于快中子反应堆现场检测的国家。为此,本文梳理日本近几十年来相关研究成果,介绍日本原子能研究开发机构(JAEA)研发的燃料组件高能X射线CT装置结构、工作原理、研究现状及部分应用实例,以期对我国核燃料组件无损检测技术的发展提供参考、借鉴。     

法国先进核燃料组件在中国应用前景浅析

介绍了法国先进燃料组件（ＡＦＡ）系列核燃料的特点及其在中国的应用现状，阐述了广东核电集团有限公司核电发展战略和第三代先进燃料组件（ＡＦＡ－３Ｇ）在中国的应用前景，并从物理，热工水力和燃料组件的机械完整性等方面作了初步论证，对当前开展的有关工作进行了讨论。     

Fresh Fuel Shipment: the FCC Concept

Abstract

For more than 25 years, Framatome, the foremost world supplier of PWR fuel, has been delivering fuel elements directly or through Fragema, from the factories of its subsidiary FBFC to the various French and foreign sites. Since 1995, the French Safety Authority has undertaken a process of reviewing the concepts of the radioactive material shipping containers, with the purpose of ensuring that their safety files are consistent with the regulations in force. For now the safety analyses on the former packages, known as the RCC type, have shown the limits of this design. Framatome has committed itself to this process by performing a global review of the RCC containers transporting uranium-bearing fresh fuel assemblies, which has led to upgrading of the design of these former containers to an up-to-date model: known as the FCC type. The design of the new FCC container is presented from the mechanical strength and criticality standpoints, together with the regulatory tests which validated the basic hypotheses of the FCC design.     

中国先进研究堆标准燃料组件堆外水力稳定性试验

中国先进研究堆（CARR）标准燃料组件由滚压在两块侧板上的21块燃料板组成。堆外水力试验的目的是考验在水力冲刷条件下燃料组件的结构稳定性。试验件是按照正式产品制造工艺制造的贫铀组件,试验平均流速为12m/s,是满功率运行流速的120％。先后试验了2个组件,第1个组件试验60d,是满功率运行时间的120％,试验后观察到固定下定位梳的销钉松动,下定位梳严重磨损了燃料板;工艺改进后制造的第2个组件试验120d,是满功率运行时间的240％,试验表明,第2个组件结构完整。试验中对组件结构稳定性和燃料板腐蚀性能,诸如组件的压差、燃料板振动、包壳表面腐蚀深度等进行了研究。     

超临界水混合堆快谱区组件物理-热工性能分析

提出超临界水混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。用MCNP与STAFAS程序对多层燃料组件进行初步的中子物理与热工水力性能分析,同时对组件结构参数（栅距与棒径比P/D）进行敏感性研究。结果表明：快谱多层燃料组件设计不仅能够实现核燃料的增殖,且可获得较大的负冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数;减小P/D均可提高燃料的转换比,但较小P/D会导致核热点因子增大。适当调整组件裂变区燃料富集度可有效改善组件裂变区轴向功率不均匀性,降低核热点因子。     

复杂几何燃料组件的参数计算

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算，并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明：DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算，且具有良好的计算精度。      

堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较

组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率,本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟,获得了两类组件的流阻特性,并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明：推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测,模块式所需计算时间约为整体式的1/6,但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高,误差较模块式小。最后深入研究了流速及温度变化对流阻特性的影响。该研究为后续各类组件的流阻特性研究方法选取提供技术支持。     

田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证

田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。     

乏燃料组件燃料棒更换装置抓爪结构的数值分析和试验研究

燃料组件是核电站核反应堆的关键设备之一,涉及燃料组件的维修特别是乏燃料组件破损棒更换维修属于高风险作业。本文主要针对乏燃料组件燃料棒更换装置的核心零件燃料棒抓爪的结构进行研究,通过结构力学分析得到抓爪较优壁厚数值,然后通过有限元计算抓爪的强度固化结构参数,最终进行抓爪试制,并通过抓爪试验台模拟抓爪的实际工况对抓爪进行性能测定,确保抓爪满足使用要求。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。