简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全性优点以及熔盐堆发展面临的问题和挑战。说明了由于熔盐堆较高的工作温度使用布雷顿循环,提高热效率的优点。基于熔盐堆的燃料循环,简要叙述了钍基熔盐堆在钍-铀燃料循环应用中的优点及面临的问题。

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：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

简介：

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：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

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：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：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。

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：为了帮助理解GB14585《铀、钍矿冶放射性废物安全管理技术规定》及其支持性标准EJ/T683《铀、钍矿冶放射性废物的安全管理》,现将国际原子能机构第85号安全丛书的译文陆续登出,以供参考。

简介：在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：燃料棒制造过程和质量特性对于燃料组件的安全稳定运行起着重要的作用。对燃料棒的制造过程进行FMEA分析,有助于提前发现制造中的薄弱环节,有针对性地采取质量控制手段,确保产品制造质量,获得更高的经济效益和产品堆内运行的安全性。针对核元件产品及制造过程的特殊性,在FMEA分析之前,首先确定了燃料棒制造过程中的故障严酷度评分,结合生产实际制定了故障发生概率和被检测难度评分,使FMEA分析具备可操作性。

简介：结合目前＂快堆＂升温的情况,简要介绍了＂中国示范快堆项目＂的拟选厂址情况,包括位置、气象和地质等。以期引起大家对快堆的商用进展情况的关注。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：通过介绍过程FMEA在中核建中核燃料元件有限公司开展的过程,对生产型企业如何结合企业实际情况开展过程FMEA的流程和注意事项加以说明,并介绍了故障模式严酷度等级、故障模式被检测难度等级、故障模式发生概率等级,以及RPN临界值的制定方法。