核燃料

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2021年12月28日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)在新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP)启用了一座新核燃料制造设施,生产用于供西方压水堆使用的TVS-K燃料。TVS-K是俄专门为西方压水堆研发的一种燃料。这种燃料能够将核电机组换料周期延长至5年,实现更高燃耗,并具有很高的运行安全性和可靠性。2014年春季,首批测试组件装入瑞典灵哈尔斯3号机组堆芯,2020年完成整个辐照周期测试。

摘要： 作为反应堆的核心,UO_(2)陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO_(2)燃料开展了大量研究,结果表明,UO_(2)燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO_(2)陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO_(2)微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO_(2)燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO_(2)燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。

摘要： 2021年12月9日,在海南自由贸易港与核技术应用高峰论坛.上,首次发布国内核燃料价格指数。价格指数一经发布,引发了业内的众多关注。2021年“两会”期间,全国政协委员、中国核学会理事长王寿君在接受本刊记者采访时曾谈到,相关单位将在中国核学会牵头下启动核燃料价格指数的编制工作。说到做到,中国核学会在2021年年底公布了此方面的工作成果。

摘要： 为了更好地模拟燃料棒辐照肿胀、辐照蠕变、热蠕变、裂变气体释放、芯块包壳力学接触(PCMI)等物理过程以及辐照-热-力等物理场之间的耦合,基于多物理场耦合(MOOSE)平台开发了一款适用于压水堆棒状UO;燃料的性能分析程序,利用Halden反应堆IFA-432r1、IFA-513r6实验数据进行了验证并对稳态与瞬态工况下的燃料性能进行了初步分析。结果表明,本工作开发的程序能较为准确地模拟反应堆运行过程中燃料棒的辐照-热学-力学行为、稳态运行工况下,在包壳外表面的轴向方向会出现周期性的应力峰;瞬态时,功率的突变会导致燃料芯块中心温度以及芯包接触压力发生显著变化,从而显著影响燃料棒的安全性。

摘要： 核燃料体系是核工业的基础和根本。为适应核电的快速发展和出口核电项目的迫切需求,2010年冲核集团将“压水堆燃料元件设计制造技术”项目(CF项目)列为集团公司重点科技专项,全面启动自主化先进燃料元件的研发工作。CF项目的最终目标是实现核电燃料自主化,形成自主知识产权核电燃料品牌。

摘要： 微信小程序是移动互联网时代专利信息检索与跟踪的新工具。通过专利信息检索相关微信小程序的检索统计与对比分析,比较了不同小程序的特点。以核燃料技术领域为例,具体介绍了小程序在专利信息检索、专利信息跟踪等方面的应用。案例表明,利用好微信小程序,有助于提高专利信息的检索与利用水平。

摘要： 对辐照前后核燃料的物理化学性质进行分析表征是实现核动力反应堆内燃料性能可靠预测的基础之一。拉曼光谱技术可以通过分析分子振动、转动方面的信息获知物质的分子形态及物相结构变化,因其具有微量、无损、原位、高效等优点的定性定量分析能力,被广泛应用于核燃料的表征中。本文简要概述了拉曼光谱技术的基本原理,从腐蚀分析、辐照损伤分析、温度监测及高放射性样品封装等4个方面介绍了近十几年来拉曼光谱技术在核燃料分析领域的应用现状及研究进展,指出了该技术目前存在的一些局限性,并针对核燃料分析,从联用技术、数据库建立等方面对未来拉曼光谱技术的研究与应用方向进行了展望。

摘要： 针对铀化工转化效率低的问题,课题组采用头脑风暴法、排列图、统计表等多种质量工具进行统计和分析,找到造成铀化工转化效率低的症结为系统积料率高。从人、机、料、法、环、测六个方面对系统积料率高的原因进行分析,得到7个末端原因,对末端原因逐一进行实验验证,确定水解柱进料口结构复杂和水解液输送管路过粗过长为两个主要原因。结合材料特性和积料特点,提出每批次水解后对水解柱进料口进行浸泡及每批次转移水解液后冲洗一遍水解液输送管路两个改进方法,改进后有效解决铀化工转化系统积料率高的症结,将铀化工转化效率从86.25%提高至97.00%。

摘要： 核工业是高科技战略产业,关系着国家战略安全和能源安全。在“双碳”目标背景下,核能作为低碳、安全、高效的清洁能源,发展潜力和空间更加广阔。核燃料产业作为核能发展的重要物质基础,推动其高质量发展对我国核事业发展意义深远。

摘要： 本文主要介绍压水堆核电厂核燃料在役化学诊断方法。通过人工取样化学分析反应堆冷却剂放射性比活度,实现对核燃料的破损识别、破损时间、破损变化、破损尺寸、破损定位和破损数量的在役化学诊断。了解核电厂降功率或停堆前破损核燃料的性能和状态,为破损核燃料带“伤”运行提供技术决策,为停堆后破损核燃料的啜吸试验提供指导作用。

摘要： 在中国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题.对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor,HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等.受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料.该文针对中国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议.

摘要： 近年来,随着核燃料产业的迅猛发展,六氟化铀的生产规模逐步扩大,生产工艺中的六氟化铀容器的使用量和需清洗处理任务量也快速增加.根据美国国家标准ANSI N14.1《六氟化铀的运输包装》及我国EJ307规定,符合其相应规定的容器需进行清洗检验.六氟化铀容器清洗的洁净程度影响着前端六氟化铀装料产品的纯度,且容器清洗产生的废液量占铀浓缩厂废液总量的80％左右,所以提高清洗效率、同时减少废液产生量及废液中离子种类的研究有着重要的意义.本文通过对大型六氟化铀装料容器清洗工艺进行了综述,介绍了当前国内外六氟化铀容器清洗工艺的现状,并详细介绍了高压水三维旋转喷头清洗工艺的理论、基本流程及装置组成.目前国内大容器的清洗基本上都采用化学试剂清洗方法,该工艺使用试剂量大,产生废液量大,废液离子种类多.使用高压水三维旋转喷头清洗六氟化铀容器可避免碳酸钠溶液和双氧水混合液清洗剂的使用,废液量大幅减少.容器清洗完成后用摄像检测机构进行清洗检测,解决了容器内观察不便的难题,能够多方位多角度观察容器内壁各部分的清洗情况,并且可以实现生产的远程监控及质量追溯.经生产实践验证,高压水三维清洗器清洗工艺与传统六氟化铀容器清洗工艺相比,清洗效果完全达到标准要求,生产效率大幅提高,不使用化学清洗剂,减少废液量80％左右,达到节能减排的目标.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析.实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量的分析,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系.对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线.对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的回归系数(R2)为0.9997.对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035％(铀)和0.048％(锆).对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00％.实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求.

摘要： 使用团簇式分析了U-Mo-Al系化合物的相稳定性和电子结构.立方系U-Mo-Al系中的化合物UMo2Al20由[Mo-Al12]和[U-Al16]2种团簇构成,前者与非晶合金中类二十面体准晶的结构相似.第一性原理计算表明:UMo2Al20满足弹性和动力学稳定性准则,表现出与离子键相似的成键特征,其稳定性主要源于[Mo-Al12]团簇,其中Al-p电子与Mo-d电子间存在较强的杂化作用.成键分析表明:[Mo-Al12]团簇中Mo—Al键和Al—Al键均是成键态,而[U-Al16]团簇中U—Al键和Al—Al键成键态和反键态共存.

摘要： 使用团簇式分析了U-Mo-Al系化合物的相稳定性和电子结构.立方系U-Mo-Al系中的化合物UMo2Al20由[Mo-Al12]和[U-Al16]2种团簇构成,前者与非晶合金中类二十面体准晶的结构相似.第一性原理计算表明:UMo2Al20满足弹性和动力学稳定性准则,表现出与离子键相似的成键特征,其稳定性主要源于[Mo-Al12]团簇,其中Al-p电子与Mo-d电子间存在较强的杂化作用.成键分析表明:[Mo-Al12]团簇中Mo—Al键和Al—Al键均是成键态,而[U-Al16]团簇中U—Al键和Al—Al键成键态和反键态共存.

摘要： 本文描述和例示了核反应堆的燃料棒束。在一些实施例中，燃料棒束包括多个燃料元件，每个燃料元件包括第一燃料组分和第二燃料组分，其中第一燃料组分是回收铀，第二燃料组分是贫化铀和天然铀至少其中之一。所述第一燃料组分与所述第二燃料组分混合。所述混合的第一和第二燃料组分具有低于1.2wt％的

摘要： 本文描述和例示了核反应堆的燃料棒束。在一些实施例中，燃料棒束包括多个燃料元件，每个燃料元件包括第一燃料组分和第二燃料组分，其中第一燃料组分是回收铀，第二燃料组分是贫化铀和天然铀至少其中之一。所述第一燃料组分与所述第二燃料组分混合。所述混合的第一和第二燃料组分具有低于1.2wt%的

摘要： 本文描述和例示了核反应堆的燃料棒束。在一些实施例中，燃料棒束包括多个燃料元件，每个燃料元件包括第一燃料组分和第二燃料组分，其中第一燃料组分是回收铀，第二燃料组分是贫化铀和天然铀至少其中之一。所述第一燃料组分与所述第二燃料组分混合。所述混合的第一和第二燃料组分具有低于1.2wt％的

摘要： 本文描述和例示了核反应堆的燃料棒束。在一些实施例中，燃料棒束包括多个燃料元件，每个燃料元件包括第一燃料组分和第二燃料组分，其中第一燃料组分是回收铀，第二燃料组分是贫化铀和天然铀至少其中之一。所述第一燃料组分与所述第二燃料组分混合。所述混合的第一和第二燃料组分具有低于1.2wt%的

摘要： 本发明公开了用于核反应堆的核燃料，该核燃料包括第一燃料组分和第二燃料组分。第一燃料组分是回收铀。第二燃料组分是贫化铀且与第一燃料组分混合。混合的第一和第二燃料组分具有小于1.2wt%的

摘要： 支撑插入件(22)用于核燃料组件定位格架，所述定位格架包括限定了用于接收燃料棒(4)的单元(20)的格栅的交织条带(18)，所述插入件(22)适合被固定至在至少一个单元(20)中延伸的所述条带(18)。所述插入件(22)沿着与单元(20)的轴线平行的轴线(B)延伸，并且包括用于将所述插入件(22)连接至所述条带(18)的两个轴向间隔开的端部(26)以及至少一个细长的刀片状的弹簧(28)，所述弹簧(28)在用于支撑燃料棒(4)的端部(26)之间轴向延伸。所述弹簧(28)在每个垂直于所述插入件轴线(B)的平面内具有非直线的横截面。

摘要： 本发明至少是具备收纳了使用完毕核燃料集合体的金属桶(2)以及收纳了金属桶(2)的大致六角筒形状的容器本体(3)的使用完毕核燃料集合体收纳容器(1、24、26)、该使用完毕核燃料集合体收纳容器(1、24、26)的集合体(18、20、22)、以及该使用完毕核燃料集合体收纳容器(1、24、26)的组装方法。

摘要： 本发明公开了用于核反应堆的核燃料，该核燃料包括第一燃料组分和第二燃料组分。第一燃料组分是回收铀。第二燃料组分是贫化铀且与第一燃料组分混合。混合的第一和第二燃料组分具有小于1.2wt％的235U的裂变物含量。另外公开的核燃料包括第一燃料组分和第二燃料组分。第一燃料组分是回收铀。第二燃料组分是天然铀且和第一燃料组分混合。混合的第一和第二燃料组分具有小于1.2wt％的235U的裂变物含量。

摘要： 本发明公开了用于核反应堆的核燃料，该核燃料包括第一燃料组分和第二燃料组分。第一燃料组分是回收铀。第二燃料组分是贫化铀且与第一燃料组分混合。混合的第一和第二燃料组分具有小于1.2wt%的

摘要： 本公开内容描述了耐燃料‑包层化学相互作用(FCCI)的核燃料元件及它们的制造技术。核燃料元件包括设置在钢包层上的两层或者更多层的不同材料(即，相邻的屏障具有不同的基础材料)，以减少包层和核材料之间的FCCI的效应。取决于实施方案，层可以是结构元件(即，足够厚以提供由包层和屏障组成的整个部件的强度的大于50％的层)，或者可以更合适地被描述为以某种方式应用至结构部件的表面(例如，应用至包层或者应用至燃料的结构形式)的衬层或者涂层。