简介：摘要：本文阐述了燃料组件破损诊断方法，并对国际上先进的燃料组件检查方法进行介绍。

简介：利用有限元方法对空间核反应堆电源系统（spacepowerreactorsystems，SPRS）中热管冷却反应堆燃料组件进行了稳态热分析。针对相邻燃料组件间的理想接触与非理想接触两种情况，评估了组件间的热接触状况、功率水平对其温度场分布的影响。结果表明：相邻燃料组件间在理想接触情况下，温度最高点位于燃料棒中心，随着表面传热系数的减小，温度最高点逐渐偏离燃料棒中心位置，且最高温度随功率水平的增大而呈线性增大。

简介：摘要本文针对中核北方核燃料元件有限公司等效天然铀重水堆燃料组件生产线上关键设备收料仓和溶解槽进行了屏蔽设计，并将设计方式推广到生产线其它设备的屏蔽设计中，以期达到降低生产线整体辐射水平的目的。

简介：为了配合ORIGEN2计算原始数据准备,采用MicrosoftAccess建立300#堆运行历史数据库.简化后只用一个表记录反应堆的运行历史.每盒燃料组件的表单只记录其经历的装载历史,最多不超过20条.表单之间用字段"装载ID"联接.对统计和录入中可能出现的两类错误,各建立一个查询,用于自动检索错误.对每盒燃料组件,建立查询,根据组件装载历史表单从总反应堆运行历史表单中采集数据,并将数据以文件文件形式输出,用编制的运行历史数据处理程序,将数据转换为0RIGEN2计算需要的运行历史输入数据.

简介：2月27日10时30分，随着中核建中核燃料元件有限公司总经理畅欣宣布：“中核建中第4000组核电燃料组件下线!”现场操作人员启动翻转平台电动按钮，披着大红花的“秦山二核电厂扩建工程初始堆芯U3R02．6％燃料组件”——即公司第4000组核电燃料组件徐徐升起调入组件库，现场响起了热烈的掌声。

简介：燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比（DeparturefromNuclearBoilingRatio,简称DNBR）分析。分析结果表明：边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^85Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^-1mSv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15mSv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^-6mSv,10km范围内公众集体有效剂量为3.75×10^-2人·mSv。

简介：摘要：回收铀燃料组件是指乏燃料后处理后回收的铀经浓缩加工而成的UO2燃料，用其制造的燃料组件能够较大的降低燃料采购成本。回收铀燃料芯块中的U-232、U-234、U-236同位素含量比天然铀燃料芯块略高，可能对堆芯中子物理特性、功率分布、燃料的放射性及衰变热等均产生影响。本文对VVER核电机组使用回收铀燃料组件后物理、热工、辐射特性、机械性能以及化学性能进行了分析研究，以确保堆芯装载回收铀燃料的安全性。

简介：【摘要】核燃料组件拉棒装置是核电站中非常关键的设备之一，用于装卸核燃料组件，确保核燃料在反应堆中的运转。然而，在核燃料厂建设和运营过程中，可能会涉及拉棒装置的搬迁、安装和维护等问题，需要进行相关技术的研究和应用。本文将对核燃料组件拉棒装置搬迁安装施工技术进行分析，探讨其技术原理、实施方法和存在的问题，并提出相应的解决方案，以期为核燃料厂建设和运营提供参考。

简介：摘要：本文阐述了一种用于水下强辐照环境下燃料组件的双目视觉测量方法，实现燃料组件的非接触式测量。

简介：摘要：反应堆燃料组件的移动是压水堆核电厂大修换料中常见的程序，在这一过程中燃料组件移动的合理性与准确性直接关系着反应堆在后续应用中的安全性和运行效率，是压水堆核电厂生产和发展的重要依托力量。基于此，本文将对压水堆核电厂反应堆燃料组件移动管理展开研究。

简介：

简介：摘要本文建立了乏燃料储存架临界计算模型，详细研究了临界安全分析中的关键因素。最后初步设计了一种符合我国最新（临界）标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料储存架。

简介：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：摘要：骨架是压水堆核燃料组件的关键部件之一，AFA 3G核电燃料组件的骨架生产工艺包含格架与导向管点焊和导向管与导向管套管的胀接两道关键工序。AFA 3G骨架胀接工艺是通过特制的胀接工装将锆合金材质的导向管与不锈钢材质导向管套管采用机械胀接方式形成胀接接头。AFA3G骨架在完成导向管与格架点焊后，会进行导向管套管与导向管的胀接工序，每个AFA3G骨架共计包含24个胀接接头。中核建中核燃料元件有限公司早期主要采用单根逐支胀接工艺，而整体胀接相比于单根逐一胀接工艺具有胀接成型一致、生产效率更高的特点。CJNF通过骨架整体胀接设备研制和工艺试验研究，目前已实现了骨架整体胀接工艺的成熟应用。

简介：摘要：燃料组件包壳作为VVER压水堆安全四道屏障之一，保护着核燃料不受一回路环境的影响，同时也包容核燃料在辐照过程中产生的放射性裂变产物，并提供燃料元件的结构支撑。燃料组件的完整性与否直接影响核电厂的放射性水平和电站的经济效益。燃料组件破损后，机组运行的控制往往至关重要，影响着燃料组件破损程度的变化，以及破损导致一回路放射性升高，流出物放射性升高等一系列导致场所剂量率上涨人员安全问题。本文从燃料组件破损产生原因来浅析在燃料组件破损后机组的运行控制手段，以最大限度保证机组安全、工作人员安全。

简介：

简介：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

简介：摘要：本文通过对堆芯参数、定值合理性等进行分析，确定某压水堆核电厂出现堆芯测量系统（ICIS）最大燃料组件冷却剂温升报警的根本原因为温升定值设置不合理。同时利用热工水力计算程序，重新进行堆芯热工水力计算，论证确定适合当前循环的燃料组件冷却剂温升定值，从根本上解决了温升报警问题，确保了堆芯的安全和可靠运行。