燃料组件

摘要： 核电厂建设的工期延误和组件制造厂的燃料组件存贮场地不足,不能按期交付的首炉燃料组件被迫存放在组件运输容器内水平放置,有的燃料组件在运输容器内水平放置时间约1年以上。针对燃料组件在运输容器内长期水平放置是否对组件格架弹簧的力学特性有影响,以AP1000型燃料组件为例,对格架弹簧进行了力学特性影响分析。分析认为,燃料组件在运输容器内长期水平放置,对格架弹簧本身影响较小;燃料组件改为竖直放置后,格架弹簧在力学特性上能够完全恢复原状。

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2021年12月21日报道】俄罗斯巴拉科沃1号机组近日装填了首批铀钚再生混合物(REMIX)燃料组件。这批组件共有6个,为TVS-2M型,将在这台VVER-1000机组中经历三个换料周期(总计五年)的辐照。3个含有REMIX燃料棒的TVS-2M组件已于2016至2021年在巴拉科沃3号机组中完成辐照测试。每个组件中含有6根REMIX燃料棒。

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年2月8日报道】美国能源部近日与TRIGA国际公司(TRIGA International)签订为期九年的燃料供应合同。根据合同规定,TRIGA国际公司将为美能源部提供668个燃料组件,首批55个组件将在15个月内准备就绪。这些燃料将供大学研究堆以及爱达荷国家实验室(INL)研究堆使用。

摘要： 美国能源部2021年12月14日发布信息征集书,邀请相关各方为制订高丰度低浓铀保障计划提供意见和建议。这意味着能源部已根据2020年《能源法》的要求,为满足民用先进反应堆研发需求启动高丰度低浓铀保障计划的制订工作。1高丰度低浓铀高丰度低浓铀是指铀-235丰度为5%~20%的铀。现有商业核电机组通常使用丰度低于5%的低浓铀燃料。相对于传统低浓铀,高丰度低浓铀有助于减小燃料组件尺寸,缩小反应堆体积,延长反应堆换料周期,并实现更高燃耗。

摘要： 【世界核新闻网站2021年12月22日报道】白俄罗斯奥斯特罗韦茨核电厂2号机组2021年12月22日启动燃料装填。这台VVER-1200机组将装填163个燃料组件。每个组件长约4米,重约51千克。奥斯特罗韦茨正在建设2台VVER-1200机组:1号机组2013年11月正式启动建设,2020年10月实现首次临界,11月首次并网发电,2021年6月投入商业运行;2号机组2014年4月正式启动建设。

摘要： 文章针对压水堆核燃料组件板弹簧压紧系统,考虑在堆内运行期间的屈服现象,基于材料力学理论开展板弹簧力学特性分析,进一步通过试验进行测定,研究获得了适用于工程设计的板弹簧压紧系统在线性区和非线性区的力与变形特性模型,并分析了堆内运行环境条件对板弹簧力学特性的影响,可为板弹簧压紧系统设计开发和工程设计验证提供指导。

摘要： 为满足新型燃料组件研发需求,对商用压水堆燃料组件压紧系统的相关研究进行分析总结,从压紧系统的结构设计、特性分析、压紧力计算分析等方面进行了系统阐述,并提出了后续进一步研究建议,以为相关研究者提供参考。

摘要： 【美国西屋公司网站2021年12月10日报道】美国西屋公司(Westinghouse)2021年12月10日宣布与德国莱茵核能公司(RWE Nuclear)签署合同,将负责拆解贡德雷明根的两台核电机组。按照合同规定,西屋将负责拆除并包装反应堆的压力容器、顶盖、内部构件、燃料组件储存架和相邻的混凝土屏蔽结构。

摘要： 上管座是核燃料组件的重要部件。为满足燃料组件自主研发需求,根据上管座的功能要求,文章设计了适用于17×17型燃料组件的上管座,并开展了力学分析、水力学特性分析和试验验证。设计的上管座具有优良的综合性能,满足自主化先进燃料组件的使用要求。

摘要： 燃料组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯设计的影响不可忽视。为得到更为精确的燃料组件流阻特性并获得对应阻力系数,本文采用分段计算方法针对两种工质条件下的燃料组件进行了单通道三维数值模拟研究。结果表明:不同工质下,随着进口速度上升,各计算域局部压降及总压降均增大;不同工质下,对于三种形式的底板阻力系数D,四孔底板最小,圆孔底板最大,Phi孔底板介于前两者之间。最后还获得了工质分别为水和空气时燃料组件区和不同形式底板区的阻力系数,为稳态多孔介质模型中计算表征多孔介质影响的源项S提供了参考,对燃料组件通道的三维数值模拟提供了指导意义。

摘要： 本文基于福清5、6号的堆芯设计参数,采用SCIENCE V2程序进行了堆芯装载方案的建模,同时计算分析了富集度相同的燃料组件、富集度不同的燃料组件两种类型共计20个燃料错装载的方案.计算结果表明,福清核电厂5、6号机组堆芯燃料管理设计的各种错装载方案中,大多数在做启动物理试验的堆芯功率分布测量时能被发现,重新检查装料方案并更正,即可排除事故;未被发现的错装载方案中,绝大多数的F△H仍满足设计限值,不影响核电厂的运行安全;仅有个别的错装载方案,未被发现且F△H超过设计限值,但在正常运行工况下,满足相应的安全限制准则,且安全裕量较大.

摘要： 燃料组件是核电厂的重要核心设备,正常运行时其在反应堆内处于高辐射、高温、高压的环境下,受力环境比较复杂,确保其结构的完整性即意味着燃料组件的安全以及第一道裂变产物屏障的完整性.福清核电厂l～4号机组为M310(改进型)堆型,采用的是AFA3G17×17型燃料组件,5～6号机组为华龙一号堆型,由于将采用先进堆芯测量系统,该系统设计为堆芯探测器从堆顶通过上部堆内构件的通道插入燃料组件仪表管中,故需对AFA3G17×17型燃料组件上管座及下管座进行适应性修改,使其满足探测器从上部插入的要求.运用三维制图软件SolidWorks制作修改后的燃料组件上管座及下管座的三维仿真模型,后导入有限元分析软件ANSYS对上管座的受力进行仿真模拟分析,以验证修改后的上管座及下管座在正常运行时所受应力强度是否在其设计限值内.经过验证,认为改进后的AFA3G17×17型燃料组件上管座及下管座的设计能够在反应堆正常运行时维持其结构完整性,其在堆内运行是安全的.

摘要： 堆芯组件临界热流密度(CHF)是反应堆热工安全的重要研究内容,是评价堆芯燃料组件热工性能的重要指标,其大小直接关系到反应堆的安全性和经济性.螺旋绕肋棒束堆芯燃料组件是一种先进的堆芯燃料元件结构,采用绕肋定位,其临界热流密度特性与常规棒束堆芯燃料组件存在较大差异,本文针对螺旋绕肋棒束堆芯燃料组件,通过实验研究和理论分析开展堆芯组件临界热流密度特性研究,获得了不同热工条件下燃料组件的临界热流密度值,分析了热工参数对螺旋绕肋棒束堆芯燃料组件临界热流密度影响规律.

摘要： 本文阐述了燃料组件力学试验中一种模拟燃料组件导向管上应变计的粘贴技术.通过对燃料组件特殊结构和装配工艺的分析,针对燃料组件结构导致的工艺难题,设计了相应的粘贴方案及实施步骤,实现了燃料组件导向管上狭窄空间应变计的粘贴.通过试验验证,应变计测试数据有效、可靠.

摘要： 燃料组件主要包括压水堆燃料组件和沸水堆燃料组件,两者采用类似结构的燃料棒.在反应堆内运行时,燃料组件会发生芯块肿胀,包壳破损,氧化层堆积,板弹簧硬化,组件变形等缺陷.啜吸技术可以判断燃料组件是否存在破损,超声波技术可以在不拆除燃料组件的情况下鉴别其中破损的燃料棒,涡流技术可以用于破损燃料棒的缺陷检查和氧化膜厚度测量,坏损燃料组件进行必要修复后可以继续投入使用.

摘要： 本文聚焦SiC包壳燃料芯块,结合SiC包壳材料特性,提出两种类型的SiC包壳燃料组件,基于典型压水堆燃料组件以及堆芯设计,本文采用组件计算程序"DRAGON"以及堆芯计算程序"DONJON",探讨SiC包壳燃料中子物理特性.文中绘制两类SiC组件与锆合金组件中子能谱,对比分析堆芯总温度系数以及有效增殖因数随燃耗变化趋势;分析SiC包壳全堆芯初始阶段轴、径向相对功率分布情况.结果证实,锆合金包壳较SiC包壳中子能谱更硬,且其燃料以及慢化剂总反应性温度系数在安全范围内相对锆合金温度系数负反应性降低,其他条件相同时,SiC包壳能够降低对燃料富集度的要求,SiC包壳满足现有安全准则,与锆合金有类似的中子物理表现,同时在经济性,其表现更优.

摘要： 燃料组件是反应堆中的核心部件,其焊缝质量的好坏直接影响组件的使用寿命和反应堆的安全运行.为了保证实验快堆外套管对接焊缝内部质量,对接焊缝采用X射线检查技术.根据外套管结构尺寸特点并结合技术要求规定,主要对透照方法、透照方式以及制定工艺参数等进行了探索研究,为保证工艺可行,做了相关工艺验证.通过上述工艺研究,成功找到了实验快堆外套管对接焊缝内部质量的检查方法.得出了以下结论:实验快堆外套管对接焊缝采用直接透照法的双壁单影的透照方式,每60°透照一次,共透照6次,在胶片侧放置铅块;通过试验,确定了实验快堆外套管对接焊缝X射线透照工艺参数;可用于检出实验快堆外套管对接焊缝缺陷,保证焊接质量.

摘要： 骨架组装平台是核燃料组件制造的关键设备,目前国内外尚无骨架组装平台相关的校准方法,为保证格架的准确定位和骨架的外形尺寸质量,特进行骨架组装平台校准方法研究.校准方法研究包括校准项目、校准所需标准器具、校准方法和直线度替代平面度的可行性分析等内容.校准方法确定后,按照校准方法对骨架组装平台进行校准实验,校准结果符合技术条件要求,同时进行测量结果的不确定度评定,证明校准方法可行,并推广至核燃料组件制造用组件组装平台、拉棒平台和胀接平台等平台的校准.

摘要： 组件参数计算程序cosLATC是堆芯物理-热工设计及系统安全分析一体化软件包COSINE中的重要组成部分,其主要用于对组件的共振、输运及燃耗分析,生成供堆芯分析程序cosCORE使用的少群截面库.目前cosLATC程序可以读取WIMS格式的数据库;采用等价原理方法及空间相关丹可夫修正处理共振参数;主输运计算采用两种输运方法供用户选择,包括长期在工业中应用的离散纵标(SN)方法和目前国际流行的特征线(MOC)方法;采用切比雪夫有理近似求解燃耗方程,根据材料的特性使用多种燃耗策略.经过大量的验证,cosLATC程序具有模拟AP1000/CAP1400系列三代压水堆及典型二代压水堆各种燃料组件类型的能力.

摘要： 对国产T91及316Ti钢进行室温下200keV的Xe+离子辐照,使用X射线衍射(XRD)、透射电镜(TEM)等检测方法研究不同损伤剂量下辐照对材料相的稳定性和微观结构变化的影响.研究结果表明:T91钢辐照后未发生明显相变,而316Ti发生了γ(FCC)→α(BCC)的马氏体相变,且随辐照损伤剂量的增加,α相含量增加,相变的主要驱动力为辐照离子在辐照层的聚集从而产生的剪切应力;T91钢中的M23C6.颗粒随辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显,主要是由于辐照粒子的轰击削弱了M23C6颗粒晶格的稳定性,晶格塌陷成为非晶状态;316Ti钢在较低辐照损伤剂量(4.6dpa)下出现黑斑结构,而在高辐照损伤剂量(37.1dpa)下黑斑结构进一步聚集形成位错环.

摘要： 本发明涉及包括涂覆子垫圈的燃料电池膜‑子垫圈组件，以及包括燃料电池膜‑子垫圈组件的燃料电池组件和燃料电池堆。燃料电池膜‑子垫圈组件可包括电解质膜和涂覆子垫圈，涂覆子垫圈围绕着电解质膜的周长叠置在电解质膜上，从而限定了在周长内部的有效区域。涂覆子垫圈可包括由子垫圈材料形成的子垫圈本体。涂覆子垫圈的至少一侧包括子垫圈覆层，子垫圈覆层包含涂覆材料或由涂覆材料形成，该涂覆材料例如是金属、陶瓷、聚合物、高分子复合材料、或其它硬覆层。燃料电池组件可包括气体扩散介质、双极板、和具有涂覆子垫圈的燃料电池膜‑子垫圈组件。燃料电池堆可包括夹紧板、单极端板、和多个单独的燃料电池组件，它们中的至少一个包括具有涂覆子垫圈的燃料电池膜‑子垫圈组件。

摘要： 一种燃料供给组件，其接收包括具有高级烃和低级烃内含物的烃和高分子量含硫化合物的液体燃料原料的供给，该高级烃内含物和高分子量含硫化合物比低级烃内含物更不易挥发。燃料供给组件向燃料电池组件供给燃料并且具有适于容纳液体燃料原料以气化而形成燃料原料蒸气的外壳单元(201)，该气化条件使得，在燃料原料蒸气中与在液体燃料原料中相比，低级烃内含物的浓度更高并且高级烃内含物和高分子量含硫化合物的浓度更低。在燃料供给组件中设置收集单元，其具有与外壳单元连接的第一端和适于与燃料电池组件连接的第二端，该收集单元从外壳单元收集燃料原料蒸气，以使得该蒸气可用于燃料电池组件。

摘要： 本发明涉及包括涂覆子垫圈的燃料电池膜-子垫圈组件，以及包括燃料电池膜-子垫圈组件的燃料电池组件和燃料电池堆。燃料电池膜-子垫圈组件可包括电解质膜和涂覆子垫圈，涂覆子垫圈围绕着电解质膜的周长叠置在电解质膜上，从而限定了在周长内部的有效区域。涂覆子垫圈可包括由子垫圈材料形成的子垫圈本体。涂覆子垫圈的至少一侧包括子垫圈覆层，子垫圈覆层包含涂覆材料或由涂覆材料形成，该涂覆材料例如是金属、陶瓷、聚合物、高分子复合材料、或其它硬覆层。燃料电池组件可包括气体扩散介质、双极板、和具有涂覆子垫圈的燃料电池膜-子垫圈组件。燃料电池堆可包括夹紧板、单极端板、和多个单独的燃料电池组件，它们中的至少一个包括具有涂覆子垫圈的燃料电池膜-子垫圈组件。

摘要： 一种燃料流量限制器组件包括形成中心开孔的限制器本体，并且包括中心开孔内的关闭活塞，所述关闭活塞具有暴露于燃料入口的流体压力的封闭液压表面，并且可基于从限制器组件中的燃料入口到燃料出口的燃料压力下降而从打开位置移动到闭合位置。燃料过滤器驻存在限制器组件中，并且支承在联接到限制器本体的连接器中。燃料过滤器是细长的，并且从连接器突出到从燃料入口到燃料出口的燃料流动路径中。

摘要： 提供一种用于多缸内燃发动机的燃料喷射系统的燃料轨组件(2)。该燃料轨组件包括燃料轨(4)，该燃料轨包括细长的大致管状的主体，该主体形成燃料储存器并且具有与其一体地形成的燃料入口端口(6)和沿着燃料轨间隔开的多个燃料出口端口(12)，其中，每个出口端口(12)包括适于接收燃料喷射器的燃料喷射器杯(10)。燃料喷射器杯(10)通过连接装置(14)定位在燃料轨(4)上。

摘要： 燃料喷射器杯、燃料喷射器杯组件、燃料喷射器组件及用于生产其的方法。公开了一种用于燃料喷射器组件的燃料喷射器杯。其包括一件式本体，该一件式本体包括主要本体部分（18）并且具有包含燃料入口端口（26）的入口短管（22），该燃料入口端口可液压连接到燃料源。主要本体部分（18）具有大于短管（22）的外部尺寸的外部尺寸，以便提供适于支撑夹持臂（40）的肩部（24），该夹持臂用于将杯（14）紧固到发动机（2）。杯（14）的远离短管（22）的端部具有适于支撑紧固支架（30）的向外延伸的凸缘（28），该紧固支架用于将燃料喷射器（6）固定到杯（14）。也公开了燃料喷射器杯组件、燃料喷射器组件和用于制造所述杯和所述组件的方法。

摘要： 本发明涉及其中钍用作燃料的轻水反应堆设计，并且特别涉及形成加压水反应堆(PWR)例如VVER-1000的堆芯的无夹套燃料组件的设计。包含组成燃料组件的点火区和再生区子组件的核反应堆堆芯用于与包含防扩散的浓缩铀以及武器级和反应堆级钚的传统反应堆燃料一起燃烧钍燃料。在第一可选方案中，反应堆堆芯是完全“防扩散的”，因为无论是反应堆燃料还是所生成的废物都不能用于制造核武器。在本发明的第二方案中，反应堆堆芯用于燃烧大量的武器级钚与钍并且提供适当的措施来销毁武器级钚的储料堆并且将释放的能量转换为电能。在本发明的两个实施例中的堆芯由一组点火区-再生区组件构成，且点火区-再生区组件具有由环形再生区域围绕的中心点火区域。点火区域包含铀或钚燃料棒，而再生区域包含钍燃料棒。减速剂与燃料的体积比和点火区域和再生区域的相对尺寸已经优化，这样本发明的实施例都不会生成可被用于生成核武器的废物。一种新的装卸料系统也用于本发明的第一实施例以使点火区燃料的再循环最大化；该系统还保证已用核燃料不能用于制造核武器。

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： 本发明涉及一种用于核反应堆的燃料组件的燃料元件，所述燃料元件包括：包含能够裂变的材料的核；以及封闭所述核的包层，其中，所述燃料元件具有形成螺旋肋的多叶形轮廓，其中，所述螺旋肋包含能够裂变的材料，其中，所述螺旋肋具有在所述燃料元件的长度的5％和20％之间的轴向扭转的间距。本发明的实施例都不会生成可被用于生成核武器的废物。一种新的装卸料系统也用于本发明的第一实施例以使点火区燃料的再循环最大化；该系统还保证已用核燃料不能用于制造核武器。

摘要： 本发明涉及其中钍用作燃料的轻水反应堆设计，并且特别涉及形成加压水反应堆(PWR)例如VVER-1000的堆芯的无夹套燃料组件的设计。包含组成燃料组件的点火区和再生区子组件的核反应堆堆芯用于与包含防扩散的浓缩铀以及武器级和反应堆级钚的传统反应堆燃料一起燃烧钍燃料。在第一可选方案中，反应堆堆芯是完全“防扩散的”，因为无论是反应堆燃料还是所生成的废物都不能用于制造核武器。在本发明的第二方案中，反应堆堆芯用于燃烧大量的武器级钚与钍并且提供适当的措施来销毁武器级钚的储料堆并且将释放的能量转换为电能。在本发明的两个实施例中的堆芯由一组点火区-再生区组件构成，且点火区-再生区组件具有由环形再生区域围绕的中心点火区域。点火区域包含铀或钚燃料棒，而再生区域包含钍燃料棒。减速剂与燃料的体积比和点火区域和再生区域的相对尺寸已经优化，这样本发明的实施例都不会生成可被用于生成核武器的废物。一种新的装卸料系统也用于本发明的第一实施例以使点火区燃料的再循环最大化；该系统还保证已用核燃料不能用于制造核武器。