MOX燃料

摘要： 为分析核燃料循环的经济性,在物质流分析的基础上采用平准化燃料循环成本对铀钚再循环的全周期成本进行计算,同时还就贴现率和各阶段的成本对总成本的影响进行了分析。研究结果表明:UOX乏燃料中铀钚的回收不仅可以提高铀资源的利用率,还能大幅减少反应堆每年天然铀和分离功的需求量。但由于现阶段回收技术的原因以及核不扩散等要求,铀钚的回收成本占总成本的比重最大。

摘要： 铀钚混合氧化物(Mixed Oxide,MOX)燃料主要应用于快堆(Fast Reactor,FBR)和压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR),也有少量应用于沸水堆(Boiling Water Reactor,BWR),MOX燃料元件制造是"核燃料闭式循环"的重要环节.将混合均匀的铀钚氧化物粉末烧结成满足性能要求的燃料芯块是MOX燃料制造的关键工艺环节,烧结温度、保温时间及烧结气氛是影响烧结芯块致密性、氧金属比和微观结构等芯块性能指标的关键因素.针对采用机械混合法处理的二氧化铀和二氧化钚混合粉末经压制成型后得到的生坯开展烧结实验,实验中将同一处理工艺得到的同一批生坯在1700°C高温烧结炉中烧制6 h,然后缓慢还原至室温,用金相显微镜对MOX烧结芯块样品的微观结构进行分析,结果表明:在烧结温度和保温时间保持不变的基础上,随着烧结气氛中水含量的增高,芯块的致密性和氧金属比(O/M)比值增加.当烧结气氛中水含量增大到一定比例时,芯块的微观组织中的微裂纹和相分离现象逐渐消失;当烧结气氛中水含量大于1600 ppm时,得到的烧结芯块组织均匀,没有微裂纹,芯块性能指标符合快堆MOX燃料芯块技术要求.

摘要： 铀-钚氧化物燃料(MOX燃料)是国际上应用最为广泛的快堆燃料,已在多个快堆中得到成功应用.由于快堆MOX燃料严酷的服役环境,对其性能提出了特殊要求,给快堆MOX燃料的设计、材料、制造带来极大挑战.从20世纪90年代开始,中国原子能科学研究院联合相关单位开展快堆MOX燃料的技术研发,取得阶段性重要进展.本文简要介绍了快堆M OX燃料技术研发的历史、主要进展和快堆MOX燃料的发展和应用展望.

摘要： 我国采取闭式核燃料循环政策,对压水堆乏燃料进行后处理,提取其中的铀钚等可裂变材料制成混合氧化物燃料(MOX)循环再利用.本文基于法国压水堆使用MOX燃料的经验和相关数据,重点从燃料成本本身,对比分析MOX燃料用于压水堆的经济性.在此基础上,按照与替代燃料等价计算的原则,分别对回收钚用于压水堆和快堆的价值进行测算.结果 显示,压水堆使用MOX燃料的成本远高于普通UO2燃料,回收钚用于压水堆中的价值为负,在快堆中利用具有较高价值.

摘要： 组件设计是反应堆堆芯设计的核心。采用蒙特卡洛方法分析了MOX燃料组件燃料棒直径和栅径比变化对组件的物理性能的影响。结果表明,MOX燃料棒直径增大,组件裂变反应率和Keff减小,径向相对功率峰值逐渐增大而组件功率减小。组件栅径比增大,其裂变反应率、功率和Keff先增大后减小,最大值出现在组件栅径比1.7下;组件径向相对功率峰值逐渐减小,功率分布越来越均匀。随栅径比增大,组件热中子数增加,超热中子和快中子数减小,并和UO2燃料做了对比。

摘要： 为了验证SuperMC软件系统对装载MOX燃料压水堆的临界计算能力,采用国际经合组织核能署(OECD/NEA) 2001年发布的三维VENUS-Ⅱ国际基准模型对SuperMC3.1版本进行了测试验证.本次测试包括栅元和堆芯两个部分,分别计算了栅元无限增殖因数、重核反应率、堆芯有效增殖因数、堆芯轴向裂变反应率等关键物理参数.将SuperMC计算结果与基准模型实验测量值以及MCNP计算值作了对比.结果显示:在测试范围内,SuperMC计算值与参考值吻合得较好,表明SuperMC可应用于含MOX燃料堆芯的临界计算.%Super Monte Carlo Program for Nuclear and Radiation Simulation (SuperMC),a general,intelligent,accurate and precise simulation software system for the design and safety evaluation of nuclear systems,is developed by FDS team of key laboratory of neutronics and radiation safety.In order to validate the accuracy of SuperMC in calculating MOX-fueled system,it was benchmarked with the VENUS-Ⅱ MOX-fueled core model released by OECD/NEA.Both cell and core calculations were performed.A series of key parameters of cell infinite multiplication factor,reaction rates per heavy isotope,core effective multiplication factor,and axial fission rate distribution of six fuel pins were calculated.The computational results are compared with measured data and the MCNP calculated results,showing that the SuperMC results agree well with the experimental results and the MCNP calculated results.The correctness and reliability of SuperMC calculating neutron transport in MOX-fuelled system are preliminarily verified.

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： 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： 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： 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： 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： 堆芯装载MOX燃料可能会导致到达RPV的快中子注量率增加,从而影响RPV的辐射屏蔽安全.故RPV快中子注量率评估对于评价堆芯装载MOX燃料的屏蔽安全十分必要.针对含MOX燃料堆芯的RPV快中子注量率计算进行了初步地研究,并探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法.使用三维离散纵标程序TORT针对CAP1400型堆芯装载50％MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明堆芯装载50％MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置.

摘要： 堆芯装载MOX燃料可能会导致到达RPV的快中子注量率增加,从而影响RPV的辐射屏蔽安全.故RPV快中子注量率评估对于评价堆芯装载MOX燃料的屏蔽安全十分必要.针对含MOX燃料堆芯的RPV快中子注量率计算进行了初步地研究,并探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法.使用三维离散纵标程序TORT针对CAP1400型堆芯装载50％MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明堆芯装载50％MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置.

摘要： 堆芯装载MOX燃料可能会导致到达RPV的快中子注量率增加,从而影响RPV的辐射屏蔽安全.故RPV快中子注量率评估对于评价堆芯装载MOX燃料的屏蔽安全十分必要.针对含MOX燃料堆芯的RPV快中子注量率计算进行了初步地研究,并探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法.使用三维离散纵标程序TORT针对CAP1400型堆芯装载50％MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明堆芯装载50％MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置.

摘要： 堆芯装载MOX燃料可能会导致到达RPV的快中子注量率增加,从而影响RPV的辐射屏蔽安全.故RPV快中子注量率评估对于评价堆芯装载MOX燃料的屏蔽安全十分必要.针对含MOX燃料堆芯的RPV快中子注量率计算进行了初步地研究,并探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法.使用三维离散纵标程序TORT针对CAP1400型堆芯装载50％MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明堆芯装载50％MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置.

摘要： 堆芯装载MOX燃料可能会导致到达RPV的快中子注量率增加,从而影响RPV的辐射屏蔽安全.故RPV快中子注量率评估对于评价堆芯装载MOX燃料的屏蔽安全十分必要.针对含MOX燃料堆芯的RPV快中子注量率计算进行了初步地研究,并探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法.使用三维离散纵标程序TORT针对CAP1400型堆芯装载50％MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明堆芯装载50％MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置.

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： 本发明属于核级粉末冶金技术领域，具体为一种密度不合格MOX燃料芯块返料回收方法，其工艺包括选料‑制备粉末‑粉末氧金属比调节‑粉末钝化处理‑粉末改性，判别是否满足要求，采用上述工艺制备获得了MOX回收粉末产品，粒度为0.5～0.9μm，比表面积为5～15m2/g，振实密度为2.0～3.0g/cm3，松装密度为1.8～2.2g/cm3，O/M为2.0～2.1，杂质含量低于600ppm，芯块返料回收处理过程中杂质引入量得到良好控制，未出现严重的粉末飞扬现象，处理获得的粉末比表面积显著提高，有效的改善了粉末烧结活性。

摘要： 本发明属于核燃料元件检测技术领域，涉及一种MOX燃料芯块端面缺损面积的检测装置和检测方法。所述检测装置包括相机、第一光源、第二光源、图像采集装置、图像处理装置、控制系统，相机用于拍摄其正对的燃料芯块的端面图像；第一光源、第二光源分别位于相机的两侧，用于分别或同时开启为相机拍摄提供光源；图像采集装置根据相机拍摄的图像，完成图像采集；图像处理装置对图像采集装置采集的图像进行处理，并计算得到MOX燃料芯块端面缺损面积；控制系统用于控制燃料芯块的上下料，第一光源、第二光源的开关，以及相机的拍摄。利用本发明的检测装置和方法，能够自动、高效、高精度的用于MOX燃料芯块端面缺损面积的计算与判别，并不受其反光性能的影响。

摘要： 本发明涉及一种MOX燃料棒、MOX燃料组件及展平轴向功率的方法。所述MOX燃料棒包括掺杂燃料，所述掺杂燃料分布于MOX燃料棒的轴向中部，且所述掺杂燃料为掺杂长寿命次锕系核素的燃料。本发明将MOX燃料棒部分轴向中部的燃料设置为掺杂燃料，一方面，掺杂燃料中的长寿命次锕系核素在中子场中被嬗变为短寿命或稳定的核素，从而减小乏燃料最终处理的成本与难度，解决乏燃料中的长寿命次锕系核素的处理问题；另一方面，利用掺杂燃料中的长寿命次锕系核素在中子场中吸收中子被嬗变，可减弱掺杂燃料的裂变反应率，以降低MOX燃料棒中原本轴向功率与燃耗较高位置的功率与燃耗，从而达到展平MOX燃料棒的轴向功率、增强堆芯安全性和提高燃料利用率的效果。

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： 本发明公开一种MOX燃料棒束组装的方法及装置，包括：S1，获取MOX燃料棒的下端塞与栅板之间的相对位姿信息；S2，根据MOX燃料棒的下端塞与栅板之间的相对位姿信息，将MOX燃料棒的下端塞的位姿调整至与栅板的位姿一致，以使下端塞插入到栅板中。本发明还公开一种MOX燃料棒束组装的装置。本发明可实现MOX燃料棒的自动组装，提高MOX燃料棒组装的安全性和组装效率。

摘要： 本发明涉及核燃料元件制造技术领域，具体公开了一种MOX燃料棒组装方法，包括以下步骤：步骤1：包壳管与下端塞组装；步骤2：下轴向转换区UO2芯块装管；步骤3：活性区MOX芯块装管；步骤4：上轴向转换区UO2芯块装管；步骤5：燃料棒密封。本发明方法实现了对燃料棒内多种芯块的组装，满足MOX燃料棒内既要保证芯块柱总长又要保证下转换区UO2芯块柱长度及活性区MOX芯块柱质量的技术要求。

摘要： 本发明涉及核燃料芯块物理检测技术领域，具体公开了一种MOX燃料芯块金相制样及表征方法，包括以下步骤：步骤1：选取样品；步骤2：镶嵌处理；步骤3：磨制样品；步骤4：抛光样品；步骤5：腐蚀样品；步骤6：低倍观察；步骤7：高倍观察。本发明方法适用于国内MOX芯块的金相制备及表征，采用此方法进行金相分析能够缩短镶样时间，制样效率高，并且制样合格率高，能够获得显微组织清晰、晶界结构明显的试样。

摘要： 本实用新型公开一种MOX燃料棒芯块二氧化钚含量在线检测探测器，包括外壳与转换体，所述外壳内部设有闪烁晶体和信号处理模块，所述外壳包括第一外壳与第二外壳，第二外壳为方形，其内部放置闪烁晶体，用于接收γ射线，并且产生荧光，第一外壳为圆筒形，信号处理模块设于第一外壳内，转换体的一端为圆筒形的第一连接头，其外径与所述第一外壳的内径相匹配，所述第一外壳套设于所述第一连接头的外部，转换体另一端为方形的第二连接头，第二连接头为凹坑结构，用于与第二外壳匹配，从而将第一外壳与第二外壳组合为一个整体。所述MOX燃料棒芯块二氧化钚含量在线检测探测器能够有效探测MOX燃料棒基体γ射线，方便集成和准直，使在线检测设备结构紧凑。

摘要： 本实用新型属于燃料组件生产技术领域，具体涉及一种测量快堆MOX燃料组件的自动称重装置，用于对棒状的MOX燃料组件(10)进行称重，该装置包括设有测量机构的提升机构，提升机构能够带动测量机构上升，测量机构能够提拉MOX燃料组件(10)的顶端，并随着提升机构的上升对MOX燃料组件(10)进行称重。本该装置性能稳定，工作可靠，能够在MOX燃料组件(10)的生产过程中自动测量MOX燃料组件(10)的重量，还解决了MOX燃料组件(10)生产过程中不允许人员接触操作的问题。