轻水堆

摘要： 【美国田纳西流域管理局网站2022年2月10日报道】美国田纳西流域管理局(TVA)董事会近日批准核能发展计划,为田管局推进先进反应堆部署提供了系统化路线图。根据这份计划,田管局首要任务之一是获得核管会(NRC)的许可,能够在橡树岭(Oak Ridge)附近的克林奇河(Clinch River)场址建设模块化小型轻水堆。该场址拥有核管会迄今针对小堆颁发的唯一早期厂址许可(ESP)。

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年3月17日报道】据沙特相关媒体2022年3月12日报道,沙特已组建沙特核能控股公司(SNEHC),专门负责沙特本国和其他国家的核能开发项目,目标是使用核能满足发电、海水淡化和热能应用等需求。这一行动表明,沙特政府正在推进旨在建设至少2台机组并可能建设总计16台轻水堆机组的核电发展计划。

摘要： 【本刊2022年5月综合报道】捷克能源集团(CEZ)2022年4月12日宣布,西屋公司(Westinghouse)和法马通公司(Framatome)在近期的核燃料供应竞标中胜出,将从2024年开始为泰梅林核电厂供应燃料组件,为期15年。西屋和法马通均为全球主要轻水堆燃料供应商。西屋还是全球仅有的两家VVER反应堆燃料供应商之一,目前正在积极开拓传统上由俄罗斯占据的VVER反应堆燃料市场,并在乌克兰、保加利亚等国取得进展。

摘要： 2012年,美国在福岛事故后提出开发耐事故燃料(ATF),以达到通过大力提升核燃料元件的固有安全性进而提高核电站抵御严重事故能力的目标。作为引领轻水堆核燃料技术革命的前沿技术和下一代新型先进核燃料的发展方向,耐事故燃料概念自问世以来便成为各国竞相发力的研发热点,世界核电强国相继部署研发计划,投入巨资开展技术研发,以占领核燃料技术创新制高点,增强本国的核能领导力和国际核电市场竞争力。

摘要： 【欧洲核学会核新闻网(NucNet)2021年7月21日报道】美国橡树岭国家实验室(ORNL)与分析和测量服务公司(AMS)近日合作完成供小型轻水堆使用的传感器测试。美国能源部表示,将与美国核能企业共享相关数据,以供开展先进小型轻水堆传感器研究。这些数据还可为气冷堆、液态金属冷却堆或熔盐堆等先进反应堆的设计提供支持。

摘要： 氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点.本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念方案和核电站堆芯首装料方案,评估了产氚靶棒装载对核电站堆芯反应性、功率分布和慢化剂温度系数的安全影响,探讨了利用国内现有轻水堆核电站进行产氚的可能.

摘要： 为了提高核电厂运行安全水平,加强核电的经济竞争力,俄罗斯核燃料产供集团一直积极开展核燃料研究,不仅持续推动传统核燃料的技术进步,还在大力推进新型核燃料的商业化应用,包括供轻水堆使用的耐事故燃料(ATF)和再生混合物(REMIX)燃料以及供快堆使用的混合氧化物(MOX)燃料和混合氮化物(MNUP)燃料。

摘要： 【美通社西雅图2020年9月1日电】美国超安全核公司(USNC)近日在盐湖城(Salt Lake City)建成一座燃料设施,以支持该公司拥有知识产权的“全陶瓷微封装”(FCM)燃料研发。该设施研发的材料将可供该公司微型模块堆(MMR)以及包括气冷堆、轻水堆、加压重水堆和熔盐堆在内的多种反应堆使用。

摘要： UO2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系.然而,福岛"311"核事故的突发揭露了UO2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程.事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统.对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO2基体中添加一定量高热导第二相,开发热导率增强型UO2核燃料,此方法对工业体系的改动小,为近期事故容错核燃料的主要研究方向.现阶段,在热导率增强型UO2核燃料开发历程中,已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO2-SiC、UO2-BeO、UO2-金刚石以及UO2-Mo.其中,在UO2-SiC和UO2-金刚石体系中,对SiC以及金刚石与UO2的界面反应认识还不足,在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变对UO2热物理性能的作用规律尚未明晰.电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO2-SiC和UO2-金刚石的有效途径.在UO2-BeO体系中,前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO2具有优异的化学相容性以及良好的增强效果,UO2-BeO被视为具备工业应用前景的燃料体系,然而,铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的.在UO2-Mo体系中,Mo作为金属中最具潜力的添加材料,呈现三维网状分布,展现出优异的热导率增强作用,这种微结构还兼具持留裂变产物的优势;与其他几种添加材料相比,Mo的中子吸收截面较高,添加量应合理调控,相应的基础研究需持续跟进.目前,上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据.可将高通量制备、机器学习等引入UO2系核燃料的研制中,以加快热导率增强型UO2的工业化应用进程.本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO2核燃料的研究进展,分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍,分析了热导率增强型UO2面临的问题并展望了其应用前景,以期为研发轻水堆用事故容错燃料提供参考.

摘要： 本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务.压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型.作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化,但还没有实现品牌自主化.我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战;核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战.最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料,以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议.

摘要： 叙述了ATF研究中,专家们对LWR燃料的基本构思与解决途径,重点讨论了未来轻水堆可能以FCM燃料为构架的燃料制造工艺技术.

摘要： 综述了轻水堆一回路发生一次侧应力腐蚀(PWSCC)的影响因素,包括残余应力、溶解氧、注氢、pH值、注锌等,讨论了裂纹扩展速率模型,并对轻水堆一回路应力腐蚀的研究做出展望.

摘要： 为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证.利用本文模型对稳态运行及反应性引入事故(RIA)工况下典型TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,结果表明,正常运行工况下SiC层能维持结构完整性,但IPyC层存在失效风险,需进一步优化TRISO包覆燃料颗粒的设计方案,而RIA工况下热膨胀是造成TRISO包覆燃料颗粒发生结构失效的主要原因.该模型能对轻水堆运行环境下的TRISO包覆燃料颗粒进行复杂的多物理场耦合性能分析,为进一步优化FCM燃料元件设计打下基础.

摘要： I2S-LWR采用大量创新设计，一体化概念设计及大量非能动系统的采用保证了系统安全性优势，消除了大破口事故、弹棒事故等;需开展详细的系统设备设计和测试，如放置于下降通道内的DHR系统设计，闪蒸鼓设计等;经济性还需要深入分析和评估。

摘要： 微型UO2-Mo核燃料具有较高的热导率,被视为一种具有很好应用前景的事故容错燃料.实验上已对其热学性质进行了测量和研究.本研究工作对改进材料热性能的微型UO2-Mo核燃料应用于轻水堆进行建模分析.完全耦合计算考虑的主要的燃料性能分析模型有:热量的产生和传递、元素的扩散、热力学模型(热膨胀、弹性形变、燃料密实化、裂变产物的肿胀应变)、晶粒的生长、裂变气体的产生和释放、气隙热传递模型、燃料和包壳的力学接触模型、内压及汇流槽容积、包壳热和辐射蠕变以及包壳氧化模型.所有的这些模型方程建立在由燃料和包壳组成的二维轴对称几何模型上,并通过有限元方法求解.计算结果同时与其他事故容错燃料(UO2-4.2vol％BeO,UO2-10vol％SiC以及U3Si2)的性能进行对比分析.通过计算发现:U3Si2具有最低的燃料中心温度但气隙闭合时间最早,而相比UO2-4.2vol％BeO和UO2-10vol％SiC复合燃料,微型UO2-5vol％Mo燃料具有更低燃料中心温度、更少的裂变气体的释放量及更低的内压,具有更优的综合性能,因而有望应用为事故容错燃料.

摘要： 为了更好研究轻水堆中MOX燃料的不同中子特性,OECD/NEA提出了VENUS-Ⅱ基准模型,用于验证和比较不同数据库和程序的计算精度.本文针对VENUS-Ⅱ模型的1/4堆芯,分别利用堆用蒙卡程序RMC和MCNP5精细建模,进行了临界和固定源计算,得到了有效增殖因子、堆芯内裂变率分布、堆芯外探测器处的快中子注量率及不同探测器材料的剂量反应率等结果,并与实验测量值进行了对比.比较结果表明,两程序的计算结果与实验测量值符合较好.在相同建模下,RMC与MCNP5计算结果符合良好,验证了RMC程序具有模拟三维MOX燃料堆芯的临界屏蔽计算的能力.

摘要： 当前轻水堆堆芯物理计算主要基于组件等效均匀化和堆芯扩散计算.在进行组件均匀化时大多采用全反射边界条件,从而导致组件内部通量分布及燃耗分布与真实边界条件下的分布不一致.对于组件内部通量倾斜效应比较严重的情况,随着燃耗的加深,组件均匀化误差将不断增大.本文针对组件中的通量倾斜效应以及燃耗倾斜效应的修正问题进行了初步探究。在本文建立的模型中，以细网计算结果作为参考解，因此可利用细网扩散解的计算结果归并产生各组件的均匀化截面参数，这样产生的组件均匀化参数可以保证均匀化前后的反应率守恒，该等效均匀化参数也涵盖了组件内部的通量倾斜效应产生的影响。计算结果初步表明，采用这种截面归并的方法，使得keff计算误差有了一定程度的减小，在燃耗为15500MWD/tU时，keff相对误差由之前的0.419%降低到了0.211%。通过调节不连续因子，可使keff的相对误差进一步降低到0.022%。

摘要： 长循环堆芯更需要适当的可燃毒物补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布.针对长循环堆芯的应用需求,从反应性补偿角度研究候选弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2,通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留评价弥散型可燃毒物,分析含可燃毒物燃料棒数量、其在组件中的位置及可燃毒物含量等因素的影响.研究表明:Sm2O3、HfO2和Dy2O3不适合用作可燃毒物;Gd2O3可用作长循环堆芯可燃毒物;Eu2O3和Er2O3中子学综合性能优秀,可作为长循环堆芯候选可燃毒物开展进一步研究.

摘要： 长循环堆芯更需要适当的可燃毒物补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布.针对长循环堆芯的应用需求,从反应性补偿角度研究候选弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2,通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留评价弥散型可燃毒物,分析含可燃毒物燃料棒数量、其在组件中的位置及可燃毒物含量等因素的影响.研究表明:Sm2O3、HfO2和Dy2O3不适合用作可燃毒物;Gd2O3可用作长循环堆芯可燃毒物;Eu2O3和Er2O3中子学综合性能优秀,可作为长循环堆芯候选可燃毒物开展进一步研究.

摘要： 长循环堆芯更需要适当的可燃毒物补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布.针对长循环堆芯的应用需求,从反应性补偿角度研究候选弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2,通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留评价弥散型可燃毒物,分析含可燃毒物燃料棒数量、其在组件中的位置及可燃毒物含量等因素的影响.研究表明:Sm2O3、HfO2和Dy2O3不适合用作可燃毒物;Gd2O3可用作长循环堆芯可燃毒物;Eu2O3和Er2O3中子学综合性能优秀,可作为长循环堆芯候选可燃毒物开展进一步研究.

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 本发明涉及轻水反应堆设计，其中，钍用作燃料，特别地，涉及用于形成水冷动力反应堆中的堆芯的无夹套燃料元件组件的设计，例如PWR型反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。轻水反应堆的燃料组件(1)具有正方形形状并且包括点火模块(2)、围绕所述点火模块的转换模块(3)、头部(4)、点火模块的尾部(5)和转换模块的尾部(6)。点火模块(2)的燃料元件的束布置在正方形坐标格栅的行列中并且具有四叶形轮廓，其沿着燃料元件的长度形成螺旋形间隔肋。转换模块(3)包括主体，添加有浓缩铀的由钍形成的燃料元件的束布置在其中。转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的两个行列中。在本发明的另一个实施例中，轻水反应堆燃料组件具有类似的设计；其中转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的三个行列中。本发明还涉及可在燃料组件中使用的燃料元件和使用燃料组件的PWR型轻水反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。

摘要： 本发明的实施方式涉及轻水反应堆用燃料集合体、轻水反应堆堆芯、轻水反应堆用燃料集合体制造方法及MOX燃料集合体制造方法。根据实施方式，轻水反应堆用燃料集合体具有多个轻水反应堆用燃料棒和多个装有可燃性毒物的燃料棒，上述多个轻水反应堆用燃料棒内置以浓缩铀作为主要成分的核燃料物质，且彼此并列地配置；上述多个装有可燃性毒物的燃料棒沿长度方向延伸，内置以浓缩度低于轻水反应堆用燃料棒的浓缩铀的铀作为主要成分的核燃料物质及可燃性毒物，并与轻水反应堆用燃料棒一起排列成格子状。按照各运转循环结束时的剩余反应性变得大于正的规定的值的方式设定各自的浓缩铀的第1浓缩度。其中，规定的值也可以是0.3％Δk。

摘要： 自然循环工作的热反应堆，后热排除管道(10、11、12)通过流量调节机构与中间循环(ZK)相连，该机构在后热排除运行状态下，维持少量流体通过后热排除冷却器(10)，中间循环通过热管道和冷管道使在反应堆内的第一热交换器与第二热交换器相连，冷管道内含有泵(5)本发明应用一种强射流的可控元件作为流量调节部件，即具有供给，控制和排出流体(S1，C1，e1)的三个流体连接口的涡流室式阀门，后热排除管路的流入管道通过涡流室式阀门(WV)的内部可控流路与中间循环热管道相连，控制流(C1)的射流连接口(CO)在中间循环泵(5)的压力侧与冷管道相连。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 本发明涉及轻水反应堆设计，其中，钍用作燃料，特别地，涉及用于形成水冷动力反应堆中的堆芯的无夹套燃料元件组件的设计，例如PWR型反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。轻水反应堆的燃料组件(1)具有正方形形状并且包括点火模块(2)、围绕所述点火模块的转换模块(3)、头部(4)、点火模块的尾部(5)和转换模块的尾部(6)。点火模块(2)的燃料元件的束布置在正方形坐标格栅的行列中并且具有四叶形轮廓，其沿着燃料元件的长度形成螺旋形间隔肋。转换模块(3)包括主体，添加有浓缩铀的由钍形成的燃料元件的束布置在其中。转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的两个行列中。在本发明的另一个实施例中，轻水反应堆燃料组件具有类似的设计；其中转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的三个行列中。本发明还涉及可在燃料组件中使用的燃料元件和使用燃料组件的PWR型轻水反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。

摘要： 本发明的实施方式涉及轻水反应堆用燃料集合体、轻水反应堆堆芯、轻水反应堆用燃料集合体制造方法及MOX燃料集合体制造方法。根据实施方式，轻水反应堆用燃料集合体具有多个轻水反应堆用燃料棒和多个装有可燃性毒物的燃料棒，上述多个轻水反应堆用燃料棒内置以浓缩铀作为主要成分的核燃料物质，且彼此并列地配置；上述多个装有可燃性毒物的燃料棒沿长度方向延伸，内置以浓缩度低于轻水反应堆用燃料棒的浓缩铀的铀作为主要成分的核燃料物质及可燃性毒物，并与轻水反应堆用燃料棒一起排列成格子状。按照各运转循环结束时的剩余反应性变得大于正的规定的值的方式设定各自的浓缩铀的第1浓缩度。其中，规定的值也可以是0.3％Δk。

摘要： 本发明公开了一种用于恢复至少一个控制棒束(8)下降时间的方法和设备。在核反应堆经过一段时间的运行之后，在其已被停机且被冷却下来后，在核反应堆的池槽中对核反应堆已被放射化的上位内部设备的至少一根导向管进行加工，以便于在至少一个部位处对导向管(8)的引导通道(16b、16c)执行扩张(21b、21c)。优选地是，通过对沿引导通道(16b、16c)长度方向的不连续孔腔进行加工来实现该扩张处理。对导向管(8)扩大处理优选地是在上位内部设备上原位进行的，其中的上位内部设备被放置到反应堆池槽中的一存放台架上。

摘要： 本实用新型公开了轻水-压水堆型核反应堆本体模型，包括外壳做1/3剖的压力容器；所述压力容器顶盖上装置控制棒组件驱动机构；压力容器内从上至下依序装置控制棒组件、控制棒导向筒、燃料组件构成的堆芯、能量吸收器和仪表导向管，压力容器上设置冷却剂循环管道接口；所述堆芯由透明材料制作，内部设有灯光装置；所述控制棒组件驱动机构和灯光装置通过控制开关连接电源。该模型结构设置在反映压水堆主要结构及流程的基础上删繁就简，结合控制棒的模拟上升下降以及灯光流程，能够让观众清晰直观地了解其工作原理及其主要结构。

摘要： 本发明公开了适用于轻水堆的自修复燃料棒包壳管涂层及其制备方法，涂层包括内层和外层；所述内层包括MoO3，还至少包括Cr2O3和ZrO2中的一种；所述外层包括Cr2O3，或包括Cr2O3和ZrO2。在正常工况下，该涂层的内层可与冷却剂中的腐蚀产物发生反应，自动修复运行过程中产生的裂纹，保障涂层的保护基体的能力；在失水事故下，内层内部及内层与外层界面处发生化合反应，可进一步提高涂层的结合力及致密度，从而提高涂层耐事故下的能力。