核燃料元件厂UO2芯块晶粒尺寸评价及分析

对核燃料元件厂UO2芯块晶粒尺寸进行了评价和分析，对UO2芯块晶粒尺寸影响因素进行了探讨，并对磨削渣添加对芯块晶粒尺寸的影响进行了研究。

铀燃料元件厂的空气净化

分析了放射性粉尘的特性 ,提出以公众导出空气浓度作为排风净化的目标 。

核电燃料元件厂环境辐射监测与评价

本文对 1994～ 1998年核电燃料元件生产所排放的放射性流出物及环境辐射进行了监测分析。结果表明 ,在正常生产运行情况下 ,放射性流出物对周围公众造成的年最大个人有效剂量当量是 7 2 6× 10 -2 mSv ,远低于公众剂量限值。评价半径为80km范围内的集体有效剂量当量为 4 70× 10 -2 人·Sv/a。

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。

我国压水堆核电燃料元件的发展

概述了我国压水堆核电燃料元件发展历程及世界压水堆燃料元件发展趋势,并对我国核电燃料元件发展提出了见解。

质保监督在核燃料元件制造中的应用

本文除对核燃料元件制造中的三种验证层次作简要的叙述外，着重对质保监督中这个第二层次验证活动的来源，元件制造体系自身的需要以及质保监督的类别，对象，手段，目的和验证程序等作了较为详细的论述。并结合现场实际，对监督员的素质，报告记录格式，取样频次，监督方法，用户见证，报告形成和跟踪监督等操作方法作了分析说明。着重指出：检查，监督和监查等必须密切配合，才能使物项制造始终处于受控状态之中。

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。

燃料棒电子束环焊缝试样腐蚀后产生蓝色氧化膜环的机理

燃料棒电子束焊接试样腐蚀后,在近环焊缝区会出现蓝色氧化膜环现象。研究了蓝色环氧化膜的 微观结构和形貌,测量了表面膜厚度和成分。用常规腐蚀法、加速腐蚀法和离子注入法研究了蓝色氧化 膜环处的抗腐蚀性能。试验表明:近环焊缝区已形成蓝色环后并不影响该处锆合金在继续腐蚀时的抗 腐蚀性能,也不影响燃料棒整体的抗腐蚀性能。根据实验结果提出了蓝色氧化膜环的产生机理和消除措施,并在大规模生产中得到了验证。

^(252)Cf中子活化核燃料棒^(235)U富集度均匀性检测装置

采用252Cf中子活化方法研制燃料棒235U富集度均匀性检测设备,用慢化后的252Cf中子照射燃料棒,使燃料棒UO2芯块中的235U发生裂变,通过测量其裂变产物的γ射线总强度对燃料棒235U富集度及其均匀性进行在线检测。采用1 2mg的252Cf中子源,能检测出燃料棒中235U富集度相对偏差±10%的单个混料芯块,单根燃料棒的检测速度可达7m/min,检测结果的置信概率为97 74%。

二氧化铀核燃料的粉末冶金技术

论述了当今世界水堆常用核燃料──陶瓷二氧化铀块的加工过程与现状，并从粉末冶金的基本原理出发，对二氧化铀块的制造技术进行了探讨。

AFA 3G燃料组件骨架导向管与格架的压力电阻焊工艺研究

骨架点焊是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。对AFA3G骨架点焊焊接技术,即格架与变径导向管之间的压力电阻点焊,在我国尚属一个崭新的技术课题。在大量实验的基础上,就不同的焊接规范对焊点质量的影响进行了详细的讨论与研究,包括焊点的剪切力、焊点熔核尺寸以及焊点腐蚀性能,从而获得了比较理想的焊接规范。

秦山核电站首炉燃料组件生产对辐射环境影响的初步分析

本文对秦山 30万 k W核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析。结果表明 ,在正常运行工况下 ,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为 2 .96× 10 -7Sv,关键核素是 2 34 U,关键居民组是正东方位 1km处的少年 ,关键照射途径是吸入。气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占 89.7% ,半径为 80 km范围内的集体有效剂量当量为 1.73× 10

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。

AFA 3G燃料组件生产技术、质量总结

从工艺、质量两个方面对AFA 3G燃料棒、骨架和燃料组件的制造和检验进行了简要总结。讨论了一些在制造工艺准备和生产过程中遇到的难点及解决方法。

AFA 3G燃料组件制造技术引进经验

与法马通派出的项目管理专家共同编制了AFA 3G技术引进的实施计划,使技术引进能够在严密的计划指导下进行。在消化法马通所提供资料的基础上,编制出相关技术文件和质量管理文件,对AFA 3G燃料元件的制造进行规范。基于宜宾核燃料元件厂(YFP)的实际工艺能力,尽量直接采用法马通提出的技术要求;重点解决AFA 3G技术转让中的制造技术难点。确保了AFA 3G制造技术引进的成功。

AFA 3G燃料棒下端塞电子束焊产生气胀的分析

宜宾核燃料元件厂在AFA 3G燃料棒首次产品合格性鉴定中发现,大批下端环缝焊产生了气胀的焊接缺陷。本文分析了产生气胀缺陷的原因,并介绍了针对其原因进行的各种试验。结果表明,改变焊接参数,即提高焊接速度和适当控制电子束流强度,是解决燃料棒焊接气胀缺陷的最好途径。

300MW核电站燃料棒脉冲钨极氩弧焊接工艺试验

本文就３００ＭＷ核电站燃料棒所进行的脉冲ＴＩＧ焊接试验结果进行了分析，并与电子束焊接结果进行了比较，证明了脉冲ＴＩＧ焊接工艺完全适应于３００核电站燃料棒环缝焊接。

大亚湾核电站及岭澳核电站核燃料组件供应国产化和堆芯燃料管理自主化

大亚湾核电站（ＧＮＰＳ）自从 １９９４年商业运行以来已近有 ２ ｘ ８堆年的运行历史和经验。大亚湾 核电站的燃料管理经历了从完全依赖核岛设备供应商到逐步实现换料堆芯设计国产化和自主化的过 程。两台机组的首次装料设计和首次换料设计由法马通承担。第３循环大亚湾核电站与国内换料设计 单位一起致力于换料设计自主化，井开始与法马通背靠背的换料堆芯设计。经过两年的努力，基本上实 现了正常换料堆芯设计的国产化和自主化。大亚湾核电站是从国外引进的大型商用核电站。在投入商 业运行之前，国内在引进配套燃料组件生产技术的同时，引进了法马通的全套堆芯热工，物理、安全分析 和燃料棒设计软件。这为换料设计自主化打下了基础。为了具备独立的堆芯设计和审查手段，１９９３年 大亚湾核电站从美国酉屋公司引进了燃料管理成套软件及技术。这套核料设计技术及工具在大亚湾换 料设计和安全评价方面发挥了重要的作用。１９９９年配合１８个月换料改进项目，大亚湾核电站又以法 国引进最新的燃料管理全套软件并在项目改进设计论证中发挥到积极的作用。

AFA 3G含钆燃料棒上端塞环缝TIG焊接研究

AFA3G含钆燃料棒是高燃耗组件不可缺少的部分,通过M5合金含钆燃料棒上端塞TIG焊接的工艺研究,对产生焊接缺陷(气胀)的主要原因进行分析并给出解决对策。

核电站燃料棒焊缝X射线检测质量监督

在实践的基础上 ,较全面地介绍了核电站燃料棒焊缝 X射线检测质量监督的必要性、监督依据和内容以及监督的实施情况。