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。

新一代压水堆燃料组件技术特点及其在华专利申请

以美国西屋电气公司的Next Generation Fuel燃料组件技术特点为线索,收集了美国西屋电气公司在中国燃料组件技术方面的专利申请和专利文献,从中筛选出与NGF燃料组件技术特点符合的专利申请和专利文献,对其技术方案进行了深入剖析,从中了解西屋新一代压水堆燃料组件技术的发展趋势。

先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制

利用一种新的正交基函数展开中子通量密度,发展了先进的非线性迭代半解析节块方法,并成功地应用了等效均匀化理论来求解中子扩散方程.以穿透概率方法为基础,依照等效均匀化理论的要求计算了燃料组件和围板/反射层的等效均匀化参数.研制了相应的具有热工等反馈的两群三维压水堆(PWR)燃料管理计算软件包(RTPFAP/RSIM),克服了传统程序基于1 5群、采用反照率边界条件的不足.利用该软件包对秦山一期核电厂前4个循环进行了跟踪计算.结果表明,计算精度满足工程要求,与实测值相比,临界硼质量分数的偏差在±50×10-6以内,堆芯在额定功率运行时,功率分布偏差在±5%以内.

我国大型先进商用压水堆燃料组件实现产业化应用

近日,由中核集团自主研制的4组CF3燃料组件插入秦山二期4号机组反应堆进行考验。标志着我国自主研制的首个大型先进商用压水堆燃料组件进入批量化、产业化应用阶段,也标志着中核集团全面掌握了高性能核燃料研制技术,形成具有国际竞争力的自主燃料体系和产品供应能力。燃料组件是核反应堆的核心。此前,已有8组CF3燃料组件入方家山核电2号机组,预计今年年底还有8组CF3燃料组件入秦山二期1号机组。

我国首个大型先进商用压水堆燃料组件研制成功

近日,由中核集团自主研制的CF3燃料组件在秦山核电二厂2号机组结束全部长循环辐照考验,顺利出堆并完成池边检查,检查结果显示CF3燃料组件性能达到国际同类产品先进水平。这标志着我国具有完全自主知识产权、适用于大型商用压水堆核电站的CF3燃料组件具备工业化应用条件,为我国自主三代核电建设以及国内核电大规模应用奠定坚实基础,对华龙一号和我国核燃料'走出去'以及我国能源供应安全保障具有重要的战略意义。

压水堆燃料组件池边检查技术研究进展

燃料组件池边检查是核电站燃料组件首要且必不可少的重要检测项目。基于压水堆燃料组件水下检查引出池边检查技术特点,分析了当前池边检查技术的国内外研究现状,介绍了燃料组件水下外观、尺寸测量、涡流氧化膜测量等池边检查技术。池边检查技术可以准确可靠地得到压水堆内燃料组件辐照后表面状态、辐照伸长、包壳氧化程度等辐照信息数据,为压水堆燃料组件堆内辐照稳定性和完整性等评价提供必要依据。

压水堆燃料组件研发中的力学问题

燃料组件弯曲变形可能导致装卸料困难、控制棒不能完全下插;燃料组件间的微动磨蚀可能会造成元件棒破损和核燃料泄漏,这些都直接影响核电厂的安全运行和经济性。针对压水堆燃料组件研发中的组件弯曲变形、组件微动磨蚀、组件结构完整性分析等几类典型力学问题的关键因素和解决办法进行了综述和展望。

压水堆燃料管理软件Bamboo-C研发及工业确认

基于经典的“两步法”压水堆计算流程,采用目前最先进的核反应堆物理计算方法,研发了先进的压水堆燃料管理软件Bamboo-C。Bamboo-C软件主要由3个功能程序(LOCUST、SPARK、LtoS)组成,LOCUST为二维组件非均匀及等效均匀化计算程序,SPARK为三维堆芯稳态/瞬态分析程序,LOCUST和SPARK程序之间通过组件均匀化参数函数化程序LtoS链接。Bamboo-C软件具备完善的压水堆燃料管理与核设计必备的分析功能,主要包括:启动物理试验、动力学参数计算、控制棒微积分价值、功率运行跟踪等。最后,基于我国自主研发的CNP300、CNP650和CNP1000堆型的运行数据,完成了Bamboo-C软件的工业确认工作。结果表明,采用Bamboo-C软件获得的临界硼浓度、温度系数、控制棒价值以及功率分布等堆芯关键参数的计算值与实测值之间的误差均满足工业限值的要求。

功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此较聚变堆更易实现。本工作基于目前国际聚变实验堆(ITER)所能达到的技术水平,提出一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层概念,利用在不同位置放置不同乏燃料体积分数的方法对燃料增殖区实现了功率展平。计算结果表明:功率展平后的包层功率不均匀系数更小,且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高约21.7%。燃料富集度到运行末期最大可达5.23%。从中子学角度初步论证了该包层的可行性。

压水堆乏燃料干式贮存潜在事故的前瞻性分析

基于预防事故、促进安全的考量,对我国正在起步的压水堆乏燃料干式贮存的潜在事故进行了前瞻性研究。采取预先危险性分析方法,分别对准备、运输和贮存3个工艺区域的潜在事故及其风险因素、触发条件和事故概况进行分析,得出各项事故的危险性等级;再分别对潜在事故进行后果分析和概率分析,得出各类事故的后果类别和概率类别;然后求出各项事故的风险指数,推定出外照射、衰变热移出受阻、起重机械事故所致的放射性物质泄漏和辐射屏蔽减效等4类事故的风险是不可接受的,内照射与极端灾害事件所致的放射性物质泄漏、辐射屏蔽减效和氢气爆炸等4类事故的风险是可接受的,可作为一项基础性的安全防范依据,应用于压水堆乏燃料干式贮存设施的决策、规划、设计、建设及建成后的运行管理。

压水堆核电厂乏燃料后处理平准成本分析

基于压水堆核电厂乏燃料后处理工厂的规模与建设费用的半定量关系,以年处理能力为800 t的商用后处理厂为例,采用自上而下的方法,重点分析了隔夜成本、建造期和建造期间的利率,对采用PUREX流程的后处理工厂的建设费用影响;并用与建造期相同的利率,计算了UOX乏燃料后处理的平准成本。

某压水堆核燃料元件生产线辐射水平及对作业人员的健康影响

根据相关的放射卫生国家标准与方法,为保护放射工作人员和公众的健康,对某压水堆核燃料元件生产线工作场所进行了职业危害因素识别,对场所的γ剂量率、主工艺生产岗位α、β表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度进行了监测,对工作人员受照剂量及职业健康体检进行了调查。结果表明,该压水堆核燃料元件生产线属职业病因素危害严重的建设项目,在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求,在正常运行条件下该生产线不会对工作人员的身体造成辐射危害。

法国开发更安全的二氧化铀燃料

【美国《核燃料》1993年2月15日刊第6页报道】未来的反应堆也许烧带有空间时代陶瓷包壳,含有包在陶瓷基体或金属基体中的大颗粒二氧化铀的燃料。这种燃料将达到10万兆瓦日/吨的卸出燃耗。

压水堆核燃料元件生产线辐射危害特点及其关键控制点探讨

通过对压水堆核燃料元件生产线各工序辐射源项、职业人员接触情况、辐射防护措施等现场调查,结合现场检测,该生产线正常生产运行时化工转化和芯块制备工艺存在较强的内照射及潜在的UF_(6)泄漏、还原炉氢气爆炸、物料洒落等风险,应将其作为关键控制点。提示在生产运行过程中加强化工、芯块制备部分区域的现场防护管理;加强设备、管道密封性的定期检查,防止物料逸出;加强作业场所气溶胶浓度监测,使其气溶胶浓度控制在管理控制值以内。企业应继续强化辐射安全意识,定期对应急救援设施进行检查维护,加强工作人员教育培训,组织应急演练,杜绝事故的发生。

高燃耗的实现和锆合金的改进

实现燃料组件的高燃耗是提高燃料利用率、降低燃料循环成本的基础。在高燃耗燃料组件设计中，一系列关键问题集中在锆合金材料的多方面性能上。本文从腐蚀性能、氢吸收量、辐照生长、辐照蠕变、机械性能等主要方面评述了锆合金的发展状况。揭示了合金成分筛选、加工工艺优化的带有规律性的要求和锆合金这一多元体系中各要素之间既对立又统一的辩证关系，展望了新锆合金再开发、再创新的方向。

酸洗工艺对Zr-4合金微动磨蚀行为的影响

在高温高压水环境中对压水堆燃料包壳Zr-4合金开展了微动磨蚀试验。利用三维白光干涉仪、光学显微镜、扫描电镜、能谱等分析了微动磨蚀试验后试样的三维轮廓、表面形貌和化学成分。结果表明:酸洗和普洗Zr-4合金的磨蚀系数分别为6.26×10-16 Pa-1和3.3×10-16 Pa-1;Zr-4合金的损伤机制主要为黏着磨蚀损伤,同时存在塑性变形损伤;表面酸洗去除了材料加工处理时表面形成的硬化层,使材料表面更易划伤,从而降低材料的耐磨蚀性能。

我国最大的新材料研发基地落户西安

从召开的2014新材料国际发展论坛上获悉,新材料的发展和应用已经成为国家发展战略之一,我国最大的新材料研发和人才培养基地将会落户陕西。材料是社会进步的物质基础,新材料是现代高技术发展的先导和基石,世界各国历来重视新材料的发展。新材料主要包含超导材料、复合材料、光催化材料、生物材料、凝固技术、3D打印材料技术等。基地将围绕这些材料的研发促进传统材料的转型升级，同时推进新材料的工程应用和产业化。

HPR1000： Advanced Pressurized Water Reactor with Active and Passive Safety

HPR1000 is an advanced nuclear power plant(NPP)with the significant feature of an active and passive safety design philosophy,developed by the China National Nuclear Corporation.On one hand,it is an evolutionary design based on proven technology of the existing pressurized water reactor NPP;on the other hand,it incorporates advanced design features including a 177-fuel-assembly core loaded with CF3 fuel assemblies,active and passive safety systems,comprehensive severe accident prevention and mitigation measures,enhanced protection against external events,and improved emergency response capability.Extensive verification experiments and tests have been performed for critical innovative improvements on passive systems,the reactor core,and the main equipment.The design of HPR1000fulfills the international utility requirements for advanced light water reactors and the latest nuclear safety requirements,and addresses the safety issues relevant to the Fukushima accident.Along with its outstanding safety and economy,HPR1000 provides an excellent and practicable solution for both domestic and international nuclear power markets.

The design and calculation of the delayed neutron detection system for PWR and CEFR

This paper discussed the importance of the delayed neutron detection system.We improved the delayed neutron detection station and delayed neutron detector,so the noise was greatly decreased and the detection efficiency was greatly increased.After the improvement the stability of the detector was enhanced and the false alarm was eliminated.We introduced the principle of the gas lift pump designed for the sodium cooled fast reactor.A calculation model of the failed fuel detection system of CEFR was proposed,and from the model a code using LabWindows/CVI was developed.The minimum broken area that could be detected by the delayed neutron detection system of CEFR was calculated and the delayed neutron detection signal in a few representative transient conditions during fuel failure happened was stimulated.