芯塊
- 壓水堆燃料棒UO2燃料芯塊與鋯合金包殼化學(xué)相互作用層研究
-4］。隨著燃料芯塊的不斷裂變，逐漸產(chǎn)生裂變氣體及固態(tài)裂變產(chǎn)物，進(jìn)而燃料膨脹，以及輻射和主冷卻劑引起的外部壓力的共同作用導(dǎo)致包殼層發(fā)生蠕變，這兩種現(xiàn)象（燃料膨脹和蠕變）導(dǎo)致燃料包殼間隙逐漸減小，最終在燃料和包殼之間建立了接觸，進(jìn)而在芯塊與包殼之間就形成了相互作用層［5-6］。一旦形成相互作用層就會(huì)縮短燃料棒的服役時(shí)間。了解這些變化對于設(shè)計(jì)燃料和包殼以獲得出色的服役性能以及制定廢物處理和處置方案至關(guān)重要［7-10］。國外核電起步較早，眾多學(xué)者就化學(xué)相互作用層
核技術(shù) 2023年9期2023-09-21
- 放電等離子燒結(jié)包覆顆粒彌散燃料芯塊的性能研究
點(diǎn),能夠有效降低芯塊的中心溫度,并保護(hù)基體中的TRISO免受環(huán)境中的載荷與腐蝕介質(zhì)破壞。TRISO顆粒的燃料核芯采用溶膠-凝膠法制備,各包覆層通過流化床化學(xué)氣相沉積(FBCVD)制備,燃料核芯在流化氣體的作用下在流化床高溫區(qū)流化,然后一次通入反應(yīng)氣體進(jìn)行表面沉積實(shí)現(xiàn)各涂層的包覆,TRISO顆粒從內(nèi)向外包括疏松熱解碳層(容納裂變產(chǎn)物)、內(nèi)致密熱解碳層、SiC層、外致密熱解碳層[6,14-15]。SiC作為強(qiáng)共價(jià)鍵高溫陶瓷,自擴(kuò)散速率非常低,限制了SiC燒結(jié)過
原子能科學(xué)技術(shù) 2023年9期2023-09-20
- 單節(jié)熱離子燃料元件燃料質(zhì)量遷移及其對元件性能影響
元件。高溫下燃料芯塊與發(fā)射極接觸產(chǎn)生較強(qiáng)的機(jī)械相互作用,使發(fā)射極產(chǎn)生蠕變,可能導(dǎo)致發(fā)射極與接收極接觸造成短路,威脅單節(jié)熱離子燃料元件的正常運(yùn)行。國內(nèi)外針對單節(jié)熱離子燃料元件行為特性開展了大量研究。俄羅斯及蘇聯(lián)開展了大量電加熱和核加熱地面實(shí)驗(yàn)[2-3],得到了一系列燃料芯塊高溫蠕變和熱離子轉(zhuǎn)換性能數(shù)據(jù)。在大量的試驗(yàn)數(shù)據(jù)及設(shè)計(jì)工作經(jīng)驗(yàn)支持下,魯奇研究所開發(fā)了單節(jié)熱離子燃料元件性能分析程序KATET[4],該程序考慮了單節(jié)熱離子燃料元件的傳熱、變形和熱電轉(zhuǎn)換行為
原子能科學(xué)技術(shù) 2023年8期2023-08-29
- 陶瓷芯塊總氣體含量測量對比分析
00)在陶瓷燃料芯塊制造時(shí)，技術(shù)條件中規(guī)定了每克樣品（重金屬）氣體含量標(biāo)準(zhǔn)，該標(biāo)準(zhǔn)是判定芯塊合格與否的關(guān)鍵參數(shù)之一，芯塊氣體含量不合格將嚴(yán)重影響入堆安全性。國內(nèi)陶瓷芯塊總氣體測量研究經(jīng)驗(yàn)不足，與國際先進(jìn)水平差距較大。目前，國內(nèi)測定陶瓷芯塊總氣體含量的方法只有《二氧化鈾芯塊中總氣體量的測定》（EJ/T 897-2016）標(biāo)準(zhǔn)[1]測定UO2芯塊中總氣體和HVE-GC法測定陶瓷芯塊總氣體含量，但在MOX芯塊領(lǐng)域缺乏研究與應(yīng)用。某項(xiàng)目建設(shè)緊迫，急需落定陶瓷芯塊總
科技資訊 2023年3期2023-03-23
- 環(huán)形燃料元件幾何尺寸對其熱工性能的影響研究
元件由圓環(huán)形燃料芯塊、內(nèi)包殼和外包殼組成，內(nèi)外包殼和環(huán)形燃料芯塊之間有充滿惰性氣體的氣隙。內(nèi)外包殼所組成的通道用來流通冷卻劑，以便對燃料芯塊進(jìn)行冷卻，其橫截面結(jié)構(gòu)如圖1所示。圖1 環(huán)形燃料橫截面示意圖Fig.1 Schematic diagram of annular fuel cross section環(huán)形燃料元件與傳統(tǒng)棒狀式燃料元件不同，環(huán)形燃料元件具有雙冷卻通道，因此其冷卻效果也會(huì)更好，堆芯溫度也更低。但由于存在著雙冷卻通道，芯塊的最高溫度（絕熱面）
核技術(shù) 2023年1期2023-02-24
- 大晶粒UO2芯塊制備的研究現(xiàn)狀
耗的加深，UO2芯塊中產(chǎn)生的裂變氣體逐漸增加。裂變氣體的釋放會(huì)引起UO2芯塊的體積腫脹，并導(dǎo)致燃料棒內(nèi)壓增大，同時(shí)增大了燃料芯塊與包殼間的相互作用，從而降低了燃料元件在高燃耗條件下的使用壽命及安全性[1，2]。研究結(jié)果表明，增大燃料芯塊的晶粒尺寸可以提高對輻照過程中裂變氣體的駐留能力[3，4]。對于大晶粒UO2芯塊，裂變氣體傳輸?shù)骄Ы绫砻娴木嚯x更大，可以有效抑制裂變氣體的釋放，從而加深燃料的燃耗，延長燃料元件的使用壽命并提高反應(yīng)堆運(yùn)行的安全性，具有廣闊的應(yīng)
科技視界 2022年26期2023-01-20
- 真空燒結(jié)U3Si2燃料芯塊的微觀組織與導(dǎo)熱性能
結(jié)U3Si2燃料芯塊的微觀組織與導(dǎo)熱性能陸永洪，賈代坤，粟丹科，潘小強(qiáng)，夏季斌，王一帆，王挺，張翔，王子圳，邱紹宇(中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 反應(yīng)堆燃料及材料重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，成都 610213)以U3Si2粉末為原料，采用真空燒結(jié)法制備U3Si2燃料芯塊，研究燒結(jié)溫度對U3Si2燃料芯塊密度的影響，分析U3Si2燃料芯塊的鈾質(zhì)量濃度和雜質(zhì)含量，并對燃料芯塊的微觀組織和導(dǎo)熱性能進(jìn)行分析和測試。結(jié)果表明，隨燒結(jié)溫度升高，U3Si2燃料芯塊的密度先升高后降低，在1 55
粉末冶金材料科學(xué)與工程 2022年4期2022-12-08
- 西屋和法電將開展耐事故燃料研發(fā)合作
化硅包殼、高密度芯塊和硅化鈾芯塊研究。EnCore先導(dǎo)測試組件2019年春季裝入美國拜倫2號(hào)機(jī)組堆芯，在該機(jī)組2020年秋季停堆換料期間從堆芯卸出。美國橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室（ORNL）正在對這些乏燃料組件進(jìn)行輻照后檢測。初步目測顯示，燃料棒從反應(yīng)堆中取出后沒有任何質(zhì)量下降跡象。這些燃料棒含有鉻涂層包殼、高密度ADOPT 芯塊（摻有氧化鉻和氧化鋁的二氧化鈾芯塊）和硅化鈾芯塊。比利時(shí)多伊爾4 號(hào)機(jī)組2020 年9 月裝入EnCore 先導(dǎo)測試組件，成為全球第二臺(tái)、
國外核新聞 2022年8期2022-11-24
- 含鈾芯塊自動(dòng)測量垂直度裝置研制
的核心。其中含鈾芯塊是影響核反應(yīng)堆安全運(yùn)行的一個(gè)重要因素。含鈾芯塊能否順利裝入包殼管，不發(fā)生卡頓是由芯塊垂直度這一指標(biāo)決定的，因此對芯塊垂直度的測量精度要求較高。傳統(tǒng)的人工測量方法是使用萬能分度頭配合數(shù)顯千分表進(jìn)行測量，將芯塊裝夾在分度頭之卡盤上卡盤旋轉(zhuǎn)360°，人工讀出數(shù)顯千分表上所示最大偏差的絕對值相加作為芯塊被測端垂直度，兩端各測量一次。隨著公司產(chǎn)能的增加，芯塊的產(chǎn)量不斷加大，人工測量明顯不能滿足日益擴(kuò)大的芯塊檢驗(yàn)數(shù)量，迫切需要研發(fā)一套自動(dòng)測量垂直度
今日自動(dòng)化 2022年7期2022-09-08
- 耐事故燃料芯塊的制備方法與研究進(jìn)展
殼材料和先進(jìn)燃料芯塊技術(shù)，其中耐事故燃料芯塊的發(fā)展主要聚焦在熱導(dǎo)增強(qiáng)型UO2燃料芯塊、高鈾密度高熱導(dǎo)燃料芯塊和全陶瓷微封裝燃料 （fully ceramic microencapsulated fuel，F(xiàn)CM）芯塊等方面。1 增強(qiáng)型UO2燃料芯塊UO2是現(xiàn)階段商業(yè)應(yīng)用燃料芯塊廣泛選擇的材料，具備熔點(diǎn)高、各向同性、輻照穩(wěn)定性好，粉末冶金制造工藝成熟等優(yōu)點(diǎn)，其不足之處在于熱導(dǎo)率不太理想，傳熱效率低會(huì)導(dǎo)致芯塊內(nèi)部溫度梯度陡峭，導(dǎo)致芯塊內(nèi)部應(yīng)力增大，引起裂變氣體
粉末冶金技術(shù) 2022年4期2022-08-13
- 模擬乏燃料短段673～873 K下的氧化行為
12]，但UO2芯塊的氧化作為氧化揮發(fā)過程核心步驟的地位并沒有改變，該步驟對裂變產(chǎn)物的釋放及后續(xù)溶解等過程都有重要影響[3-5]。因此，尋找適宜的UO2芯塊氧化條件，對于氧化揮發(fā)技術(shù)具有重要意義。研究表明，溫度對UO2的氧化產(chǎn)物及氧化速率都具有重要影響：當(dāng)溫度低于623 K時(shí)，其首先氧化為U3O7/U4O9，隨后氧化為U3O8；當(dāng)溫度高于623 K時(shí)，其直接氧化為U3O8[13-18]。由于當(dāng)溫度升至673 K及以上時(shí)，UO2氧化速率顯著增加[16-18]
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年7期2022-07-29
- 粉末注射成形制備薄壁Al2O3-B4C環(huán)形芯塊
O3）摻雜的燃料芯塊[1-2]。在各種可燃毒物中，濕式環(huán)形可燃毒物棒由于較低的包殼吸收和末期反應(yīng)性懲罰被廣泛應(yīng)用在各種反應(yīng)堆中，我國從美國引進(jìn)的AP1000型反應(yīng)堆即選擇濕式環(huán)形可燃毒物棒作為可燃毒物[3-4]。濕式環(huán)形可燃毒物棒是由美國西屋公司開發(fā)的一種可燃毒物芯塊，它由雙層鋯包殼管和裝在鋯包殼管中的環(huán)形Al2O3-B4C芯塊組成，其中環(huán)形Al2O3-B4C芯塊由于長徑比較大，壁厚較?。?.5～1.0 mm），采用傳統(tǒng)粉末冶金方法加工成本較高。在制作Al
粉末冶金技術(shù) 2022年3期2022-06-30
- UO2芯塊運(yùn)輸容器核臨界安全分析
強(qiáng)，張建崗UO2芯塊運(yùn)輸容器核臨界安全分析莊大杰，孫洪超，孫樹堂，陳磊，李國強(qiáng)，張建崗（中國輻射防護(hù)研究院，太原 030006）在開展二氧化鈾（UO2）芯塊運(yùn)輸容器設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)進(jìn)行臨界安全分析，優(yōu)化容器設(shè)計(jì)，并通過得出的臨界安全指數(shù)（CSI）限定可運(yùn)輸貨包的數(shù)量，確保在任何可信的運(yùn)輸情景下的核臨界安全。文中采用蒙特卡羅軟件SuperMC對符合要求的國際臨界安全手冊中6類49個(gè)基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)案例進(jìn)行建模計(jì)算，獲得本案例的次臨界上限值，再基于運(yùn)輸容器經(jīng)受正常運(yùn)輸條件與
包裝工程 2022年11期2022-06-20
- 反應(yīng)性引入事故下芯塊高溫塑性對包殼的影響
擬試驗(yàn)數(shù)據(jù)表明，芯塊包殼機(jī)械相互作用 (Pellet-Cladding Mechanical Interaction, PCMI)是壓水堆高燃耗燃料棒在RIA 事故下失效的重要原因[1]。芯塊作為PCMI 行為中載荷的施加者，其物理模型對PCMI 行為的模擬較為重要?，F(xiàn)有瞬態(tài)燃料性能分析程序在分析RIA 事故下的PCMI 行為時(shí)，常將芯塊簡化為剛體或者理想彈性體（具有較大楊氏模量）。FRAPTRAN 中的FRACAS-I 模塊將芯塊假設(shè)為剛體。2016 年
科學(xué)技術(shù)創(chuàng)新 2022年13期2022-05-11
- 基于有限元計(jì)算的全陶瓷微封裝燃料芯塊等效熱導(dǎo)率與微結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)
裝燃料(FCM)芯塊是一種新型的事故容錯(cuò)燃料，也是典型的多相復(fù)合材料，由 SiC 基體和分散其中的TRISO顆粒組成[1].TRISO顆粒具有多層包覆結(jié)構(gòu)，一般為5層，從內(nèi)到外依次為核心燃料UO2層，緩沖碳層Buffer 層、致密熱解碳層IpyC層、SiC層和致密熱解碳層OpyC層.TRISO顆粒各包覆層的作用都不盡相同.整體上，TRISO 顆粒的多層包覆結(jié)構(gòu)為裂變產(chǎn)物提供了非常大的容納空間和緩沖作用.因此，TRISO燃料顆粒彌散于SiC基體中形成的FCM
蘭州理工大學(xué)學(xué)報(bào) 2022年2期2022-05-08
- 大晶粒UO2-SiC燃料芯塊制備及高溫氧化性能研究
2］，降低了燃料芯塊到冷卻劑的能量傳輸效率，產(chǎn)生很高的芯塊中心溫度、較大的溫度梯度和嚴(yán)重的熱應(yīng)力，嚴(yán)重時(shí)會(huì)導(dǎo)致燃料芯塊開裂及裂變氣體釋放，從而限制其在反應(yīng)堆中的使用壽命，在冷卻劑失效事故時(shí)容易造成重大安全事故，日本福島核事故很大程度上就與燃料棒散熱問題有關(guān)［3］。針對現(xiàn)有商用反應(yīng)堆在事故工況下的本質(zhì)安全性要求，美國能源部發(fā)起了“耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）研發(fā)計(jì)劃”，ATF是指與目前的燃料體系相比，能夠在較長時(shí)間內(nèi)抵抗
核技術(shù) 2022年4期2022-04-24
- 壓水堆燃料棒芯塊事故后傳熱的簡化分析
劍剛壓水堆燃料棒芯塊事故后傳熱的簡化分析齊宇博，張偉，于江，南金秋，趙劍剛（中廣核研研究院有限公司，廣東 深圳 518124）壓水堆核電廠在嚴(yán)重事故下，堆芯換熱條件惡劣，此時(shí)包含衰變熱的堆芯非穩(wěn)態(tài)傳熱分析過程較為復(fù)雜。本文以大亞灣核電廠M310機(jī)組一回路熱段雙端斷裂為假想工況，用簡化分析方法研究事故后衰變熱的傳遞情況，獲得了含時(shí)間變量的溫度場簡化計(jì)算公式。采用ANSYS有限元分析軟件，用非簡化分析的方法計(jì)算分析，兩種方法對比驗(yàn)證。研究結(jié)果顯示：在一定條件下
核科學(xué)與工程 2022年1期2022-04-07
- 重水堆核燃料芯塊質(zhì)量過程控制研究
12月建成投產(chǎn)。芯塊作為燃料棒束的重要組成部分，其質(zhì)量水平直接決定著核燃料棒束在反應(yīng)堆內(nèi)的運(yùn)行穩(wěn)定性。為不斷提高產(chǎn)品實(shí)體質(zhì)量，降低質(zhì)量風(fēng)險(xiǎn)，進(jìn)一步保證棒束焊接質(zhì)量，本文開展了重水堆核燃料芯塊質(zhì)量過程控制研究。1 重水堆芯塊質(zhì)量控制分析1.1 工藝介紹重水堆芯塊生產(chǎn)線主要工序包括制粒成型、燒結(jié)、磨削以及排長裝管[1]。其中：制粒成型和燒結(jié)工序?yàn)槌Ｒ?guī)的粉末冶金工藝，目的是將天然UO2粉末制備成水浸密度、金相、化學(xué)成分等技術(shù)指標(biāo)符合要求的芯塊；磨削和排長裝管工序
現(xiàn)代制造技術(shù)與裝備 2022年2期2022-03-19
- 俄啟動(dòng)耐事故核燃料第四個(gè)輻照周期測試
，含有2 種燃料芯塊和2 種包殼：燃料芯塊分別是傳統(tǒng)二氧化鈾芯塊和具有更高鈾密度和導(dǎo)熱性的鈾鉬合金芯塊；包殼分別是帶鉻涂層的鋯合金包殼和鉻鎳合金包殼。這些芯塊和包殼組成了4種燃料棒。每個(gè)燃料組件包含24根具有不同材料組合的燃料棒。這些燃料組件于2019年1月裝入MIR研究堆，在“盡可能接近”商業(yè)壓水堆機(jī)組運(yùn)行工況的條件下進(jìn)行測試。羅斯托夫核電廠2 號(hào)機(jī)組2021 年9 月在裝填了首批耐事故燃料棒后重啟，正式啟動(dòng)了耐事故燃料在商業(yè)機(jī)組中的首次輻照測試。在此次
國外核新聞 2022年6期2022-02-17
- 俄耐事故燃料研究取得兩項(xiàng)重要進(jìn)展
是成功完成硅化鈾芯塊制造技術(shù)的研發(fā)，未來將在Elemash機(jī)械制造廠啟動(dòng)這種芯塊的制造；二是成功制造碳化硅復(fù)合材料核燃料包殼樣品。硅化鈾芯塊與傳統(tǒng)的氧化鈾芯塊相比，硅化鈾芯塊擁有三種優(yōu)勢：一是密度大，鈾含量高，有助于在不提高鈾-235豐度的情況下延長核電機(jī)組換料周期；二是導(dǎo)熱系數(shù)高，熱容量低，有利于在緊急情況下排出堆芯余熱，并降低燃料包殼溫度；三是運(yùn)行溫度較低，有利于提高燃料性能。碳化硅復(fù)合材料燃料包殼基于碳化硅的材料具有較高的機(jī)械強(qiáng)度、耐磨性、導(dǎo)熱性、耐
國外核新聞 2022年2期2022-02-08
- 基于振動(dòng)方式的燃料棒自動(dòng)裝管工藝研究
0）0 引言燃料芯塊進(jìn)入包殼管是壓水堆燃料組件燃料棒生產(chǎn)過程中的一項(xiàng)重要工序。目前，通用的燃料芯塊裝管方法有人工推進(jìn)裝管、傾斜式裝管、水平振動(dòng)式裝管和轉(zhuǎn)鼓預(yù)裝式裝管[1]。在實(shí)際工程應(yīng)用上采用人工推進(jìn)方法最為常見，但該方法存在裝管效率較慢、燃料芯塊易碰損、難以保證裝管質(zhì)量等缺點(diǎn)。為提高燃料芯塊裝管過程的穩(wěn)定性和可靠性，考慮采用振動(dòng)非推力方式使芯塊自動(dòng)裝入包殼管中。通過研制燃料棒自動(dòng)裝管裝裝置，開展燃料芯塊自動(dòng)入包殼管的工藝研究，分析震動(dòng)方式對燃料芯塊外觀、
中國新技術(shù)新產(chǎn)品 2021年17期2021-11-23
- 大晶粒UO2芯塊及包殼涂層對燃料棒設(shè)計(jì)準(zhǔn)則的影響分析
，為了解決UO2芯塊-Zr 合金包殼燃料體系在嚴(yán)重事故下的安全性問題，國際核工業(yè)界提出了耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的概念，并投入大量資源開始了研發(fā)設(shè)計(jì)［1?3］。ATF 一般是以替換現(xiàn)有的及即將建造的商業(yè)輕水反應(yīng)堆中的傳統(tǒng)UO2芯塊-Zr合金包殼燃料組件、提升反應(yīng)堆的安全性為目的進(jìn)行研發(fā)的。在眾多ATF 概念設(shè)計(jì)中，既有對原有UO2芯塊和鋯合金包殼材料進(jìn)行改進(jìn)的方案，也有徹底拋棄UO2燃料和Zr合金材料而使用新材料設(shè)
核技術(shù) 2021年11期2021-11-22
- 助燒劑增大UO2芯塊晶粒研究進(jìn)展
棒內(nèi)的壓力升高，芯塊腫脹使燃料包殼相互作用(PCI)效應(yīng)增強(qiáng)，進(jìn)而影響核燃料的安全運(yùn)行[1]。根據(jù)相關(guān)堆型設(shè)計(jì)要求，UO2芯塊的晶粒尺寸及氣孔分布是燃料設(shè)計(jì)中重點(diǎn)考量指標(biāo)。大晶粒芯塊更抗密實(shí)化，增加了輻照條件下裂變氣體由晶粒內(nèi)部到晶粒邊界擴(kuò)散的平均路程，延緩了裂變氣體在晶界的析出。同時(shí)，隨晶粒的增大，單位晶界面積減少，進(jìn)而可降低裂變氣體的釋放量；而且適當(dāng)增加芯塊晶粒尺寸可提高輻照條件下的抗蠕變能力。為此，設(shè)計(jì)制造性能優(yōu)良的大晶粒UO2燃料芯塊是解決這一問題
鈾礦冶 2021年4期2021-11-10
- 模擬乏燃料的氧化揮發(fā)首端工藝研究
殆盡的UO2陶瓷芯塊首先需要與耐腐蝕的包殼鋯管分離，才能進(jìn)入后處理分離的主流程循環(huán)，這一過程也稱為乏燃料的首端工藝。目前在大型水法后處理廠中，通常將乏燃料元件剪切成2～3 cm的短段，然后置于沸騰或者近沸騰的濃硝酸中將UO2溶解，移去不溶的鋯包殼后，可采用經(jīng)典的PUREX流程對鈾钚燃料進(jìn)行回收。但是，這一后處理首端工藝對剪切機(jī)刀頭材料耐磨性能和機(jī)械部件的可靠性、以及容器的耐腐蝕和安全性均提出了極高的要求[3]。針對這一問題，國外研究學(xué)者提出了乏燃料后處理的
核化學(xué)與放射化學(xué) 2021年5期2021-11-08
- 芯塊年齡對燃料棒富集度檢測的影響研究
燒結(jié)成型的陶瓷體芯塊，再將UO2芯塊裝入鋯合金包殼管，然后使包殼管兩端進(jìn)行端塞密封焊接，并在燃料棒內(nèi)充入適量氦氣以平衡內(nèi)外壓力形成。在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，燃料棒內(nèi)芯塊235U富集度的不均會(huì)導(dǎo)致發(fā)熱功率分布不均而產(chǎn)生局部熱點(diǎn)，嚴(yán)重時(shí)使燃料棒包殼破損，造成放射性泄漏[2]。因此，在燃料棒生產(chǎn)時(shí)，不同富集度的UO2芯塊分批制造，并嚴(yán)格管理，嚴(yán)禁發(fā)生非設(shè)計(jì)要求的不同富集度UO2芯塊混裝事件。為了防止燃料棒制造過程中異常富集度的UO2芯塊裝入，需對成品燃料棒進(jìn)行在線100
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年10期2021-10-09
- 核燃料芯塊自動(dòng)裝載系統(tǒng)的研制
系統(tǒng)運(yùn)用于核燃料芯塊[5-7]的生產(chǎn)中。在芯塊的生產(chǎn)過程中，壓制出的生坯在進(jìn)入下一工序前要進(jìn)行裝載。自動(dòng)裝載是實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)與整個(gè)生產(chǎn)線“無縫”連接的過程。在生產(chǎn)過程中，可對生產(chǎn)現(xiàn)場的工藝參數(shù)進(jìn)行采集、監(jiān)視和記錄，為提高產(chǎn)品的質(zhì)量、降低成本提供信息和依據(jù)。目前芯塊生產(chǎn)均采用豎立燒結(jié)的方式，芯塊豎立在鉬隔板上，層與層之間用鉬隔板分開。芯塊橫置燒結(jié)[8]是在鉬舟底部放置一塊波紋形鉬板，芯塊橫放在波紋形鉬板上，然后上層芯塊直接累放在下層芯塊上，層與層之間沒有鉬隔板。由
機(jī)械工程師 2021年9期2021-09-25
- UO2-不銹鋼燃料棒的光纖激光切割研究
酸溶解，實(shí)現(xiàn)燃料芯塊和包殼材料的分離。機(jī)械-化學(xué)分離法(切斷-浸出法)適用于處理包殼材料不溶于硝酸的燃料元件，以及鋯及其合金包殼、不銹鋼包殼，是動(dòng)力堆乏燃料元件典型的處理方法。其中剪切工藝及剪切設(shè)備性能是影響這一處理過程的關(guān)鍵因素。機(jī)械剪切機(jī)是當(dāng)前國際上應(yīng)用最廣泛的一種乏燃料組件解體及剪切設(shè)備，是通過刀具直接作用于乏燃料組件實(shí)現(xiàn)解體和剪切，包括立式送料和臥式送料兩種方式。如法國的UP3后處理廠采用水平進(jìn)料、整體切割的剪切機(jī)實(shí)現(xiàn)乏燃料組件的解體及燃料棒的剪切
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年8期2021-08-02
- UO2 芯塊磨削新型上料裝置的研制
0 引言在UO2芯塊的制造過程中，燒結(jié)出舟進(jìn)入磨削舟庫，舟庫自動(dòng)要料，通過翻轉(zhuǎn)倒料、振動(dòng)給料進(jìn)入磨床完成芯塊磨削，再經(jīng)過在線清洗烘干、激光檢測、自動(dòng)剔除完成產(chǎn)品清洗與自檢過程。 上料過程中燒結(jié)塊存在大量碎塊，碎塊進(jìn)入磨床后，將會(huì)堵塞芯塊傳輸通道，需要頻繁將設(shè)備停機(jī)進(jìn)行處理，尤其是清洗架的拆卸和清理，降低磨削效率，甚至損壞設(shè)備，進(jìn)而影響芯塊的直徑控制，并易造成未磨削、過磨、大小頭、粗糙度等芯塊磨削缺陷的出現(xiàn)。 此外，處理過程中操作人員長時(shí)間的開放式作業(yè)，嚴(yán)重
科技視界 2021年8期2021-04-24
- 流量分配比對環(huán)形燃料芯塊傳熱特性影響數(shù)值模擬研究
外兩個(gè)冷卻通道，芯塊將熱量分為兩部分傳遞至內(nèi)外通道，進(jìn)行雙面冷卻，冷卻能力得到大幅提升，同時(shí)縮短了芯塊徑向傳熱距離，有效降低了芯塊最高溫度[1-3]。早在2001年麻省理工學(xué)院(MIT)就率先提出了壓水堆環(huán)形燃料的概念[4]，據(jù)其研究結(jié)果顯示，環(huán)形燃料可在增強(qiáng)壓水堆安全性的同時(shí)，將堆芯功率密度提升20%～50%[5]；韓國曾計(jì)劃使用環(huán)形燃料升級其OPR-1000堆芯[6]，韓國原子力研究所進(jìn)行了初步研究。但受各國核電政策和福島核事故的影響，MIT和韓國原子
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年4期2021-04-20
- 薄壁環(huán)形UO2芯塊燒結(jié)變形研究
00)環(huán)形UO2芯塊制備工藝屬于核燃料循環(huán)中的陶瓷燃料芯塊制造領(lǐng)域。相比于實(shí)心芯塊，環(huán)形燃料具有內(nèi)、外雙層包殼，其表面積與體積的比值更大，且能夠內(nèi)外同時(shí)傳熱，具有更好的導(dǎo)熱性[1]15-19，可提高堆芯功率20%～50%[2]35。環(huán)形燃料在技術(shù)性和安全性方面可行[3-4]，且其經(jīng)濟(jì)性也比實(shí)心燃料更具吸引力，是未來核電燃料發(fā)展的方向之一。為提高燃料組件的功率[5]285和導(dǎo)熱效率，環(huán)形燃料芯塊多為薄壁芯塊。燒結(jié)變形會(huì)嚴(yán)重影響核燃料芯塊的直徑變化，芯塊容易出
鈾礦冶 2021年1期2021-03-01
- UO2-x燃料芯塊的晶粒生長動(dòng)力學(xué)
3)在UO2燃料芯塊的燒結(jié)過程中，晶粒尺寸控制十分重要，因?yàn)榫Я３叽缂捌浞植季鶆蛐圆粌H影響燃料芯塊的最終致密化程度、氣孔尺寸分布、物理和力學(xué)性能，且影響燃料芯塊在堆內(nèi)輻照時(shí)的熱導(dǎo)率、裂變氣體釋放率等[1-13]。輕水堆UO2+x燃料芯塊的工業(yè)生產(chǎn)技術(shù)已非常成熟，其設(shè)計(jì)參數(shù)一般為：密度93.5%TD～96.0%TD(TD為理論密度)，O與U的原子個(gè)數(shù)比(O/U比)2.00～2.02，平均晶粒尺寸不大于20 μm，最大晶粒尺寸不大于40 μm。對于先進(jìn)壓水堆U
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年2期2021-02-03
- 燒結(jié)氣氛對MOX燃料芯塊性能的影響
Oxide)燃料芯塊，是氧化鈾和氧化钚混合燃料（Mixed uranium and plutonium oxide fuel）芯塊的簡稱，是MOX 燃料組件的主要組成部分。MOX燃料的開發(fā)可以和平利用工業(yè)钚，是實(shí)現(xiàn)核燃料循環(huán)利用的關(guān)鍵環(huán)節(jié)。MOX 燃料芯塊由二氧化鈾和氧化钚混合粉末制備而成，制備工藝主要包括粉末處理、壓制成型和芯塊燒結(jié)三個(gè)環(huán)節(jié)。目前，MOX 燃料粉末處理采用的方法主要有兩種：第一種是機(jī)械混合法；第二種是共沉淀法［1］。機(jī)械混合法是指按要求的
核技術(shù) 2020年11期2020-11-17
- 鎢基二氧化鈾芯塊的熱膨脹研究
備UO2-W燃料芯塊并測定其熱膨脹數(shù)據(jù)，為空間核動(dòng)力反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)和制造提供參考依據(jù)。1 實(shí)驗(yàn)原料實(shí)驗(yàn)用主要原料包括UO2粉末（中核建中燃料元件有限公司，純度>99.85%），金屬W粉末（美國阿拉丁工業(yè)公司，純度>99.9%），W塊（北京中諾新材科技有限公司，99.999%），高純H2/Ar氣體、Ar氣（北京氦普北分氣體工業(yè)有限公司，純度>99.999%）。1.1 UO2-W芯塊制備按設(shè)計(jì)配比稱量UO2粉末與金屬W粉，一起加入氧化鋯球磨罐中，加入氧化鋯磨球。
世界有色金屬 2020年14期2020-10-22
- UO2芯塊在硝酸溶液中的溶解反應(yīng)動(dòng)力學(xué)
年來，有關(guān)UO2芯塊在HNO3溶液中的溶解行為的研究已有很多[1-6]，但尚未給出明確的反應(yīng)機(jī)制；另外，在溶解速率動(dòng)力學(xué)計(jì)算方面，所得速率方程參數(shù)計(jì)算結(jié)果比較離散。UO2芯塊在硝酸溶液中的溶解表觀動(dòng)力學(xué)參數(shù)差異較大[7]，如H+反應(yīng)級數(shù)1～3.3級，反應(yīng)活化能15～97.5 kJ/mol。硝酸反應(yīng)級數(shù)和反應(yīng)活化能是這一反應(yīng)的重要指標(biāo)，分別表征酸度和溫度對溶解反應(yīng)的影響程度。離散的動(dòng)力學(xué)數(shù)據(jù)說明，不同研究對試驗(yàn)數(shù)據(jù)的處理方法有較大差異；特別是在固體表面積無法
濕法冶金 2020年5期2020-10-12
- 破損燃料棒二次氫化行為觀察與分析
棒內(nèi)部，遇到高溫芯塊汽化成水蒸氣，水蒸氣由于鋯-水反應(yīng)、UO2芯塊氧化、輻射分解等原因生成H2。當(dāng)局部芯-包間隙內(nèi)的水蒸氣消耗速度過快，造成H2/H2O比值持續(xù)升高，達(dá)到某一臨界值時(shí)，會(huì)在鋯合金內(nèi)壁某一缺陷部位(如氧化膜破裂部位)快速吸氫從而導(dǎo)致二次氫化破損發(fā)生。二次氫化破損是導(dǎo)致燃料棒發(fā)生嚴(yán)重破損的重要原因[1-4]。國內(nèi)核電站在運(yùn)行過程中也發(fā)生過燃料元件破損問題。本研究小組針對實(shí)際工況下的破損燃料棒，在中國原子能科學(xué)研究院燃料與材料檢驗(yàn)設(shè)施(303熱室
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年8期2020-08-10
- 環(huán)形燃料芯塊一維穩(wěn)態(tài)溫度場計(jì)算方法研究
001）環(huán)形燃料芯塊具有優(yōu)越的經(jīng)濟(jì)型和安全性［1］，受到了國內(nèi)外的廣泛關(guān)注。美國已將環(huán)形燃料確定為新一代核電燃料進(jìn)行研發(fā)，且將其作為美國現(xiàn)役核電站延壽至80年研究計(jì)劃中的首選燃料，麻省理工學(xué)院（Massachusetts Institute of Technology）針對環(huán)形燃料元件應(yīng)用壓水堆以提升堆芯功率密度做了深入研究［2-4］；韓國原子能科學(xué)研究所、中國原子能科學(xué)研究院分別對韓國標(biāo)準(zhǔn)型核電站“OPR1000”堆芯和秦山二期反應(yīng)堆堆芯在不改變原有燃料
核技術(shù) 2020年6期2020-06-15
- 快堆燃料芯塊壓制成型技術(shù)研究
掌握了MOX燃料芯塊的實(shí)驗(yàn)室制造技術(shù)。MOX燃料元件的制造主要包括MOX燃料芯塊制造、燃料棒制造和組件組裝3個(gè)步驟。其中MOX燃料芯塊制造是MOX燃料組件的基礎(chǔ)和核心，一般采用粉末冶金工藝，提高鈾钚同位素分布均勻性，控制氧金屬比(O/M)、燒結(jié)密度等性能指標(biāo)，粉末預(yù)處理、生坯成型和芯塊燒結(jié)等工藝是制造MOX燃料芯塊的關(guān)鍵技術(shù)環(huán)節(jié)。粉體生坯成型工藝主要分普通模壓成型和特殊成型兩大類[2]。普通模壓成型分為單向壓制和雙向壓制兩種方法，特殊成型主要分為等靜壓成型
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年5期2020-05-30
- 鈾芯塊的核法證分析及初步溯源
核反應(yīng)堆燃料的鈾芯塊成為非法走私的對象之一。2003年曾分別在立陶宛和捷克共和國截獲了非法走私的鈾芯塊，德國超鈾元素研究所(ITU)采用核法證分析技術(shù)，初步判斷了走私鈾芯塊的可能用途、鈾濃縮日期和產(chǎn)地等[1]。本工作以二氧化鈾芯塊為分析對象，采用核法證學(xué)分析技術(shù)分析及尋找鈾芯塊的核法證特征指紋信息。這些特征指紋信息有可能包含原材料的產(chǎn)地、芯塊生產(chǎn)地及生產(chǎn)工藝等信息，可對鈾芯塊進(jìn)行產(chǎn)地及工藝溯源。鑒于無法根據(jù)單一的特征指紋或某一固定的分析流程進(jìn)行核材料溯源[
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年2期2020-02-25
- 鉛冷快堆燃料棒芯塊熱裂紋機(jī)理與數(shù)值模擬
熱疲勞以外，燃料芯塊常常發(fā)生熱疲勞裂紋。鉛冷快堆燃料芯塊多采用二氧化鈾陶瓷材料，材料抗拉能力差、抗壓能力好，所以燃料芯塊會(huì)在內(nèi)外高溫差下產(chǎn)生較大的拉應(yīng)力引起表面裂紋現(xiàn)象，遺憾的是目前這一方面中外研究的很少。在核反應(yīng)堆啟動(dòng)初期，燃料芯塊常常會(huì)因?yàn)闊釕?yīng)力而發(fā)生表面破裂[1]。Michel等[2]通過預(yù)設(shè)裂紋對燃料芯塊的開裂進(jìn)行了分析；Oguma[3]建立了燃料芯塊的二維熱力模型，研究了燃料芯塊在產(chǎn)熱功率升高過程中的開裂情況；Chao等[4]分析了燃料芯塊和包殼
科學(xué)技術(shù)與工程 2020年36期2020-02-04
- 核電廠全陶瓷微封裝彌散燃料研發(fā)
的固有缺陷,包括芯塊導(dǎo)熱性能差、事故狀態(tài)下發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣等。因此,在福島核事故后,業(yè)界提出了事故容錯(cuò)燃料(ATF)的概念。設(shè)計(jì)ATF燃料的基本要求是：在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和超基準(zhǔn)事故工況下,與UO2-Zr燃料相比,ATF燃料能夠抵御高溫、滯留裂變產(chǎn)物、減緩可燃?xì)怏w(H2)產(chǎn)生速率或徹底消除可燃?xì)怏w釋放、保持堆芯可冷卻能力,從本質(zhì)上減緩或杜絕反應(yīng)堆在事故工況發(fā)生氫爆和堆芯熔化的可能。ATF燃料的概念一經(jīng)提出,立刻得到了業(yè)界的廣泛關(guān)注和高度認(rèn)可。美、法、日等核
中國核電 2019年5期2019-11-26
- 反應(yīng)堆II類瞬態(tài)工況燃料棒包殼應(yīng)變分析研究
下能實(shí)現(xiàn)其功能。芯塊-包殼之間的相互作用是包殼產(chǎn)生應(yīng)力的主要根源，同時(shí)也是引起燃料棒失效的重要原因。影響芯塊和包殼之間的力學(xué)行為的因素很多，芯塊的熱膨脹、破裂、翹起、腫脹以及碎塊的重新定位都有可能引起包殼的變形。從實(shí)際堆內(nèi)運(yùn)行角度來說，短時(shí)間內(nèi)的功率提升，熱應(yīng)力會(huì)引起芯塊的碎裂，隨著外圍的裂紋張開會(huì)進(jìn)一步引起包殼中產(chǎn)生應(yīng)力梯度，經(jīng)過多次循環(huán)，造成包殼破損[1-3]。在燃料棒設(shè)計(jì)過程中，通常采用包殼應(yīng)變準(zhǔn)則來防止一部分芯塊-包殼相互作用引起的破損。本文采用自
應(yīng)用科技 2019年5期2019-09-16
- 燃料棒性能分析軟件FRIPAC評估
，包括內(nèi)壓準(zhǔn)則、芯塊中心溫度準(zhǔn)則、腐蝕準(zhǔn)則、應(yīng)變準(zhǔn)則等，以規(guī)定燃料棒運(yùn)行的性能要求。由于在反應(yīng)堆運(yùn)行過程中，燃料棒處于高溫、高壓、強(qiáng)中子輻射的惡劣工作環(huán)境中，且燃料芯塊、包殼在功率水平及中子注量變化的情況下涉及到的物理、化學(xué)、熱學(xué)和力學(xué)現(xiàn)象及其形成機(jī)理均非常復(fù)雜，無法直接觀測或簡單計(jì)算它們隨功率和燃耗變化的情況，這更加劇了對燃料棒的綜合性能進(jìn)行預(yù)測分析的難度。對此，國際上通常利用燃料棒性能分析軟件，通過建立一系列熱學(xué)、力學(xué)模型對燃料芯塊、包殼的堆內(nèi)行為進(jìn)行
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年5期2019-05-17
- UO2復(fù)合燃料芯塊導(dǎo)熱性能有限元模擬
00076)燃料芯塊是核反應(yīng)堆燃料元件的關(guān)鍵組成部分，是整個(gè)核電站的基礎(chǔ)和動(dòng)力源，其性能的優(yōu)劣本質(zhì)上影響著核電站的安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性。UO2是目前通用的大型商業(yè)水堆燃料芯塊材料，這種燃料顯示了很多獨(dú)特的優(yōu)良品質(zhì)[1-2]。然而，隨著福島核事故的發(fā)生，世界各國都開始重新審視目前UO2燃料芯塊的安全性。事實(shí)表明，目前的燃料體系存在著難以避免的安全隱患：UO2陶瓷燃料的熱導(dǎo)率很低，僅為金屬鈾的十幾分之一。因此，燃料芯塊的內(nèi)部和表面之間存在陡峭的溫度梯度。這不
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年3期2019-04-22
- 二氧化鈾基事故容錯(cuò)燃料芯塊研究進(jìn)展
廣泛應(yīng)用的核燃料芯塊材料[2]。UO2具有熔點(diǎn)高、各向同性、輻照穩(wěn)定性好、對水的抗腐蝕性好以及與包殼材料相容性好等優(yōu)點(diǎn)。其不足之處在于熱導(dǎo)率低，工作時(shí)燃料芯塊內(nèi)部溫度梯度陡峭，易導(dǎo)致芯塊內(nèi)部熱應(yīng)力增大以及裂變氣體釋放等問題[3]，對核電站的安全造成隱患，這也是導(dǎo)致福島核事故的原因之一。因此，為了提升核反應(yīng)堆的安全性、改進(jìn)核燃料的燃耗、降低核電成本，制備新型事故容錯(cuò)燃料芯塊具有重要的意義。目前有若干技術(shù)路線，如摻雜型高熱導(dǎo)率UO2芯塊、大晶粒UO2芯塊、鈾硅
中國材料進(jìn)展 2019年1期2019-02-25
- ATF研發(fā)的一些問題與分析
及國內(nèi)ATF燃料芯塊和包殼的研發(fā)現(xiàn)狀，分析了目前ATF研發(fā)存在的關(guān)于研究目標(biāo)、技術(shù)路線及應(yīng)用目標(biāo)的主要問題，重點(diǎn)闡述了對ATF燃料研發(fā)的一些建議與思考?！続bstract】 This paper introduces the basic requirements of ATF fuel and the research and development status of ATF pellet and cladding at home and abroad.
中小企業(yè)管理與科技·中旬刊 2017年5期2017-06-06
- UO2-納米金剛石燃料芯塊制備工藝研究
-納米金剛石燃料芯塊制備工藝研究李強(qiáng) 尹邦躍（中國原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部，北京 102413）UO2燃料由于其綜合性能好，是壓水堆采用的主要核燃料。但UO2燃料熱導(dǎo)率較低、在反應(yīng)堆功率變化時(shí)，芯塊會(huì)產(chǎn)生裂紋。提高UO2燃料的熱導(dǎo)率，可以改善事故工況下的安全性。在UO2燃料中摻雜高熔點(diǎn)、高熱導(dǎo)的第二相來提高芯塊熱導(dǎo)率是目前國外研究熱點(diǎn)。在UO2中添加納米金剛石有望提高UO2燃料的導(dǎo)熱性能，從而減少核燃料棒破損風(fēng)險(xiǎn)。本論文探索了UO2-納米金剛
中國科技縱橫 2016年17期2016-10-20
- 高溫低溫度梯度場下UO2芯塊氣孔遷移計(jì)算研究
力反應(yīng)堆燃料元件芯塊中的原始?xì)饪茁蔬w移進(jìn)行了建模分析，計(jì)算了一年時(shí)間內(nèi)溫度場、氣孔遷移速度、氣孔率和柱狀晶區(qū)范圍隨時(shí)間和位置的變化關(guān)系，并辨析了這些數(shù)值與快堆芯塊重結(jié)構(gòu)中氣孔演化特點(diǎn)的區(qū)別。計(jì)算結(jié)果顯示：芯塊重結(jié)構(gòu)使芯塊整體溫度降低，芯塊內(nèi)側(cè)降低更明顯；氣孔遷移速率從內(nèi)側(cè)向邊緣先增加后減少，最大速率約0.4 nm/s；氣孔率內(nèi)側(cè)增加至1同時(shí)外側(cè)降低至最小值；柱狀晶從距內(nèi)側(cè)約2/5厚度處開始形成；柱狀晶范圍變化及氣孔率達(dá)到穩(wěn)定時(shí)間尺度與已有的實(shí)驗(yàn)結(jié)果相似。關(guān)
科技創(chuàng)新導(dǎo)報(bào) 2016年11期2016-05-30
- 哈原將為中廣核提供核燃料
核集團(tuán)提供核燃料芯塊和核燃料組件。燃料芯塊根據(jù)哈原網(wǎng)站2016年9月2日公布的信息，在哈薩克斯坦總統(tǒng)納扎爾·巴耶夫近期對中國進(jìn)行工作訪問期間，烏爾巴冶金廠(UMP)與中廣核鈾業(yè)發(fā)展有限公司簽署核燃料芯塊供應(yīng)協(xié)議。根據(jù)這份協(xié)議，哈方將在2016—2018年向中方提供燃料芯塊，合同顯示的芯塊數(shù)量為180噸。雙方還就哈方在2024年之前提供燃料芯塊的時(shí)間進(jìn)行磋商并達(dá)成一致。燃料組件另據(jù)英國《國際核工程》網(wǎng)站2016年9月7日報(bào)道，哈原9月2日表示，一座為中國核電
國外核新聞 2016年9期2016-03-19
- UO2芯塊熱穩(wěn)定性試驗(yàn)密度測定比對
4000?UO2芯塊熱穩(wěn)定性試驗(yàn)密度測定比對黃海 身份證號(hào)：460035198104280716，四川宜賓644000摘要二氧化鈾芯塊在規(guī)定的氣氛（氫氣或氬氫混合氣）和溫度條件下，進(jìn)行一定時(shí)間的再燒結(jié)。通過測量芯塊的密度變化值或直徑變化值，評價(jià)芯塊的熱穩(wěn)定性，以預(yù)測燃料芯塊在堆內(nèi)的密實(shí)化程度。AFA3G燃料組件二氧化鈾芯塊通常在熱穩(wěn)定性試驗(yàn)時(shí)，測定芯塊的密度時(shí)采用浸漬液方法，未采用幾何密度法，幾何密度法更快速、簡便和實(shí)用性。關(guān)鍵詞AFA3G燃料組件二氧化鈾
科技傳播 2016年2期2016-03-17
- 芯塊-包殼間隙對燃料棒溫度場影響的數(shù)值模擬
能，燃料棒設(shè)計(jì)時(shí)芯塊和包殼的幾何尺寸需滿足公差要求，該公差決定了燃料棒裝配時(shí)的芯塊-包殼間隙，并允許間隙在一定允許范圍內(nèi)變動(dòng)。芯塊-包殼間隙在燃料裝管時(shí)以及在運(yùn)行過程中補(bǔ)償燃料芯塊熱膨脹和腫脹是必要的，而且合適的芯塊-包殼間隙設(shè)計(jì)是避免堆內(nèi)運(yùn)行時(shí)芯塊-包殼相互作用[5]（Pellet-Cladding Mechanical Interaction，PCMI）的有效基礎(chǔ)。燃料棒設(shè)計(jì)準(zhǔn)則中對燃料芯塊的中心溫度進(jìn)行限制以保證包殼的完整性[6]。芯塊-包殼間隙和燃
科技視界 2015年27期2015-12-22
- 自由渦輪二級導(dǎo)向器精密鑄造工藝研究
體組合法、可溶性芯塊整體成形法。（1）鋼體活塊法 優(yōu)點(diǎn)：鑄件尺寸精度高，生產(chǎn)效率高。缺點(diǎn)：模具設(shè)計(jì)制造周期長，制造費(fèi)用高，且受鑄件結(jié)構(gòu)的限制。（2）單體葉片蠟?zāi)Ｅc盤體組合法 優(yōu)點(diǎn)：模具結(jié)構(gòu)簡單，制造費(fèi)用低。缺點(diǎn)：組合夾具精度要求高，組合采用蠟型焊接和膠合法連接，工序較復(fù)雜，受環(huán)境及人為因素影響較大。（3）可溶性芯塊整體成形法 優(yōu)點(diǎn)：模具結(jié)構(gòu)簡單，制造費(fèi)用低，精度高，受環(huán)境影響小。缺點(diǎn)：生產(chǎn)率低。經(jīng)分析比較，我們選取了第三種方案，這種方法關(guān)鍵是芯塊模具及芯塊
金屬加工(熱加工) 2014年5期2014-11-24
- 環(huán)形薄壁Al-UO2彌散芯塊的制備工藝
20%UO2彌散芯塊的熱壓燒結(jié)和無壓燒結(jié)工藝，對Al-UO2彌散芯塊的密度、相結(jié)構(gòu)、元素分布均勻性、外形尺寸精度等性能進(jìn)行檢測分析，以研制不經(jīng)研磨加工就可直接裝管密封制成靶件的彌散芯塊。1 實(shí)驗(yàn)Al粉的純度大于99.9%，中位粒度約30 μm。UO2粉末的純度大于99.5%，中位粒度約3 μm。彌散芯塊的設(shè)計(jì)成分為Al-20%UO2，設(shè)計(jì)芯塊外徑52.8～58.3 mm、內(nèi)徑45.2～50.3 mm、壁厚3.8～4.0 mm、高10～20 mm。真空熱壓燒
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年11期2014-08-08
- 燃料元件瞬態(tài)性能分析程序FTPAC驗(yàn)證及應(yīng)用
略軸向?qū)?，因?span id="j5i0abt0b" class="hl">芯塊和包殼中熱傳導(dǎo)可用下述方程描述：該方程的邊界條件如下：其中：T 為溫度，K；t為時(shí)間，s；q 為體積熱源，W／m3；，cp為 材 料 比 定 壓 熱 容，J／（kg·K）；ρ為密度，kg／m3；k為導(dǎo)熱系數(shù)，W／（m·K·s）；ro為包殼外表半徑，m；Ts為包殼外表溫度，K。FTPAC采用有限容積法對一維熱傳導(dǎo)方程采用隱式差分格式離散求解。1.2 力學(xué)模型FTPAC的力學(xué)模型不考慮應(yīng)力導(dǎo)致的燃料變形，主要考慮小變形、小應(yīng)變的情況，模型假
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年1期2014-03-20
- 二氧化鈾粉末和芯塊鈾含量及氧鈾原子比的測定
工程中要求UO2芯塊氧鈾比參數(shù)極其嚴(yán)格，準(zhǔn)確測定氧鈾比對了解鈾氧體系及控制燃料生產(chǎn)是極其重要的。氧鈾比和鈾含量測定方法有很多種，如準(zhǔn)確測量試樣中4、6價(jià)鈾的庫侖法(暢欣等，2005)、極譜法、電位法及熱重法(Florence，1976;李偉秋，2005)等，目前，國際上多數(shù)國家采用熱重、雜質(zhì)校正法測量二氧化鈾芯塊中氧鈾比和鈾含量。其中熱重法根據(jù)脫水及稱量環(huán)境差異也有不同的方法。我國國家標(biāo)準(zhǔn)方法(國家技術(shù)監(jiān)督局，1989)就是一定溫度下的保護(hù)氣氛中稱取試樣質(zhì)
- 中子照相技術(shù)在核燃料元件無損檢測中的應(yīng)用
內(nèi)部結(jié)構(gòu)缺陷(如芯塊變形、破損等)的無損檢測[7]。(2)區(qū)分同位素和臨近元素：中子反應(yīng)截面與原子序數(shù)無關(guān)，可以區(qū)分同位素和原子序數(shù)臨近元素。中子照相可用于檢測核燃料中235U的富集度以及快堆 MOX燃料中的 PuO2團(tuán)簇分布[8-10]。(3)檢測元件包殼氫聚狀態(tài)：中子對氫等較輕元素敏感，中子照相可以檢測鋯合金包殼外層的氫聚狀態(tài)，并可定量測量氫聚含量[10]。目前，中子照相作為一種有效的核燃料元件研究和質(zhì)量控制手段，在瑞士、法國、德國、美國、澳大利亞、日
核技術(shù) 2012年11期2012-09-23