破损燃料组件修复后的物理特性分析

破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。     

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。     

秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能，采用３×３考验组件，在原子能院重水试验堆ＨＷＲＲ的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验，平均燃耗达２５７００ＭＷｄ／ｔＵ。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验，检验项目包括：燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、Ｘ射线照相、裂变气体释放率测量，包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验，包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量，水垢的Ｘ射线衍射分析等。检验结果表明：考验组件设计合理，制造工艺可靠，燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。     

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。     

管状燃料组件辐照后尺寸测量

主要介绍某新型管状燃料组件辐照后尺寸测量的检查内容、检查方法及检查结果,对尺寸测量结果进行初步评价。结果表明:燃料组件辐照后总长与辐照前相比略有增长,平均增长0.71 mm;辐照后组件弯曲度基本无变化;辐照后对边距最大增长0.17 mm,最小增长0.07 mm;各层燃料管水流间隙整体呈减小趋势,最大减小0.33 mm;燃料管外径最大增长0.13 mm,内径最大减小0.20 mm。     

微破损燃料组件离线检漏装置研制

为解决不能脱水的微破损已辐照浅燃耗燃料组件离线检漏的问题,进行了燃料组件检漏技术方案、抽气技术和检查工艺研究。利用低温吸附和抽气载带的方法,解决水中放射性气体的检测问题。基于以上研究成果研制了检漏装置,并进行试验验证。该检漏装置对~(137)Cs检出限为0.5Bq/L,对~(85)Kr的检出限为19 Bq/L。     

PWR燃料组件定位格架夹持力辐照松弛的研究

PWR 燃料组件定位格架夹持力在辐照场中的松弛行为是定位格架设计中值得重视的问题。本文介绍了定位格架夹持力辐照松弛研究中几种适用的测量方法及其特点,如在实验室研究中测定位格架弹簧力的松弛,在辐照后的17×17验证组件中测燃料棒在栅元中的移动力和滑动力、在抽出燃料棒的空栅元中测栅元摩擦力及栅元尺寸等方法。经比较,各种方法测得的结果基本一致。根据实测结果,还分析了定位格架夹持力辐照松弛的主要影响因素,如快中子积分通量、材料、几何形状、热处理制度及燃料棒直径变化等。说明对新设计的定位格架进行真实工况下的堆内辐照试验颇有意义。     

秦山核电厂压水堆燃料组件定位格架设计

秦山核电厂压水堆燃料组件定位格架是六点支撑15×15排列弹簧定位格架。文中列出了设计依据和要求,介绍了计算和试验的结果,并详细地从物理、热工、水力、机械几个方面评价定位格架的设计。     

压水堆燃料组件辐照考验技术研究

燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。     

燃料组件：防止组件系统振动的设计

这里介绍一种燃料组件，其格架是沿着燃料组件轴向布置的。格架栅元由条带构成，布置在条带间的搅混翼能通过栅元的冷水产生扰动。在格架的平面图里，每个搅混翼伸向格架栅元内，一个沿着正对角线方向而另一个沿着负对角线方向布置。这种搅混翼布置可以消除冷水的扰动作用，对防止燃料组件系统的振动是有效的。在同一个格架里，搅混翼伸出的方向可以是沿着两个对角线方向或沿着单向的对角线方向。     

燃料组件修复装置的设计

核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。     

300MW燃料组件定位格架导向翼三维流场分析

从三维流场分析角度验证了300MW燃料组件定位格架导向翼初步设计改进方案的合理性,采用流体计算软件对燃料组件定位格架或棒束定位格架进行计算,比较导向翼修改前后的定位格架水力特性和导向翼周围流场的变化,为实际工程应用提供了依据。     

钠冷快堆燃料破损定位方法综述

反应堆燃料元件破损后,为了确保运行安全和及时处理破损事故,必须对破损的燃料组件进行定位操作。本文广泛调研了国际上钠冷快堆中采用的各种燃料破损定位方法,介绍了定位原理,评析各种方法的应用范围和缺陷,展望了燃料破损定位技术的研发趋势,为我国钠冷快堆燃料破损定位方法的选择提供了参考依据。     

AFA 3G及其它高性能燃料组件

文章着重介绍了国际上大规模入堆的高性能AFA 3G燃料组件的设计特点和制造特点、Performance+组件的设计特点及目前正开发的其它高性能燃料组件.介绍了高性能燃料组件的使用现状,并对我国压水堆高性能燃料的发展提出了一些建议.     

燃料组件修复系统设计与验证

为充分利用辐照后燃料组件,结合其密集型和重量轻的特点,提出了一种燃料组件的修复工艺,设计了一套辐照后燃料组件修复系统,对关键零部件进行了详细设计并采用ANSYS软件进行抗震校核。结果表明,燃料组件修复系统主体框架应力和变形均满足要求;通过工程试验样机验证,辐照后燃料组件修复系统能够安全可靠地实现具有密集型棒束特点的燃料组件的拆卸和复装作业,为辐照后燃料组件再次入堆创造了条件。     

AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长

叙述了AFA3G燃料组件和燃料棒在辐照情况下的生长机理，设计准则，计算方法和计算结果，论证了在大亚湾18个月换料情况下，AFA3G燃料棒和燃料组件的辐照生长满足设计准则的要求，并给出了设计的裕量值。     

宁德核电厂在线啜吸装置检测破损燃料组件

介绍了宁德核电厂在线啜吸装置的优化及使用情况。对宁德核电在线啜吸装置的关键参数(高压、阈值、道宽)进行优化或重新设置、用图表形式对"阈值-计数率"数据进行分析、使用241Am放射源辅助判断81 ke V峰,使设备状态达到最佳,并成功用于核电站换料大修过程中破损燃料组件挑选的工作。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

反应堆核燃料组件定位格架的两相流动压降计算

燃料组件定位格架的两相流动压降计算是反应堆热工水力计算的一个重要内容.本文从两相流动的机理分析入手,根据动量平衡关系推导出了定位格架的两相流压降计算关系式.并用实验数据进行了验证,实验数据与计算公式之间的偏差不超过±30%.