我国核电站燃料组件运输对环境的辐射影响

介绍我国核电站燃料组件的运输现状和辐射特性，综合评价了核电站的燃料组件运输对环境的影响，指出核电站燃料组件对环境和公众的辐射影响非常小，其运输是安全的。     

核燃料组件氧化膜检测装置及其柔顺测量方法

核燃料组件由于长期处于高温、高压、高辐照等复杂多变环境中,变形燃料棒的锆合金包壳表面极易发生氧化现象。因此,研究组件氧化膜高精度检测装置与柔顺测量方法对核电站的安全运营至关重要。为此,通过借鉴胡克铰构型机理,研制出一款核燃料组件氧化膜检测装置,配合其搭载的膜厚测量探头,实现组件氧化膜厚度的高精度检测。同时,基于装置自身结构及各传感检测信息,建立装置检测过程中力控模型,并提出柔顺测量方法,以解决高危核燃料组件的柔顺检测问题。实验结果表明,装置能够满足组件氧化膜厚度检测精度要求,且其柔顺检测性能具备核电领域安全应用技术条件。     

钍基核燃料循环国际发展态势分析

本文基于钍燃料循环的先进反应堆概念,系统调研和分析了印度、加拿大、挪威等国家最新发布的钍基燃料循环相关计划和研究报告,同时对钍基核燃料循环领域的科学论文和专利文献进行了定量分析。综合定性调研和定量分析,建议我国结合中国国情,加强整体规划,制定我国钍基核燃料循环研究的国家发展战略,进一步拓展国际合作内涵,规划优先发展的基础实验研究,部署钍燃料元件制造技术、钍燃料反应堆裂变产物及其放射性物质处理技术方面的前瞻性研究。     

核废料处理方法及管理策略研究

核能是一种高效能源,利用其进行发电的核电站相对于火电厂来说消耗能源少,污染小,对环境危害不大,且燃料费用占发电成本的比例低;核燃料能量密度大,运输存储方便。然而,核能为我们带来无尽益处的同时也带来了难题。核废料是一种难以再循环利用且具有长期危害的物品。其中半衰周期短的核废料危害时间开目对来说较短,处置较易。本文介绍了我国核电站常规核废料的分类及收集处理基本原则思路,指出了研究开发核电站核废料处理的方向及未来核废料处理新技术的发展趋势。     

我国核电发展与核燃料循环情景研究

我国确定了“积极推进核电建设”的方针,到2020年核电装机将达到40GWe。之后,为了满足持续增长的国家能源需求,核电规模还将扩大。为了保障我国核电的可持续发展,必须建设配套的核燃料循环设施。对2035年前压水堆核电站天然铀资源、铀浓缩和燃料制造能力的需求情况、核电站产生的乏燃料量,以及乏燃料中含钚量进行了预测,探讨了乏燃料后处理和分离钚再循环方式对减少我国未来核电的天然铀需求和核废物积累的影响。     

燃料组件抽插力测量系统研究与应用

国内核燃料元件公司以前采用的抽插力测量系统存在设备陈旧,机械故障多,系统不能稳定运行等不足,通过对燃料组件抽插力测量系统进行研究,设计了新的机械结构和数字化系统的改进方案,并在燃料元件厂实际使用中实现了燃料组件抽插力测量的数据自动读取与测量底座自动转换。研究结果表明,新的燃料组件抽插力测量系统实现了燃料组件抽插力测量过程自动化、数字化和系统化的提升,系统更加稳定,生产噪声明显变小,操作更安全便捷。     

民用核反应堆中堆内构件围辐板组件的装配

围辐板组件是堆内构件的一个关键部件，它是核反应堆燃料组件的第一道屏蔽层，更为核燃料组件提供了一个腔体。因此在装配围辐板组件需反复测量数据，并且记录测量所得的数据。在确定基准后，且在上，下堆芯板对中后，测量围辐板组件与上、下堆芯板上燃料位置的间隙，核燃料的装入是靠上、下堆板上的燃料销定位的，这保证了现场装料时安全，可靠。     

秦山核电站

秦山核电站是我国第一座自行设计、自行建造的核电站,名义电功率为300兆瓦,反应堆为压水堆型。 1974年3月,中央专门委员会审查批准了核电站的原则方案,经过8年的研究设计、试验攻关、设备和核燃料研制,证明了工程方案切实可行。1982年国家计划委员会批准了可行性报告,秦山核电站作为国家重点建设项目正式列入国家计划。1983年6月开始土石方开挖,1985年3月反     

世界核燃料循环职业照射基本情况分析

 准确把握职业照射的水平及其变化趋势,是评价辐射防护管理水平和开展辐射防护最优化的重要参考。本文总结了世界核燃料循环体系工作人员职业照射(数据截至到2004年)的基本情况,所涉及的活动主要包括铀矿开采和冶炼、铀转化和浓缩、核燃料元件生产、核电运行、核燃料后处理及放射性废物管理等方面,数据每5年为一个时间段,主要来源于(OECD/NEA)数据库和IAEA的ISOE消息系统及UNSCEAR。文中在介绍受照剂量的数据评估方法基础上,对核燃料循环各项活动中工作人员受到的职业照射剂量情况进行了分析比较。结果表明,在核燃料循环的各个环节,铀矿开采受到的职业照射剂量最大,其次是铀浓缩与转化和燃料制造;在1975—2004年间;核燃料循环体系职业照射的整体水平呈下降趋势,尤其是20世纪90年代后,有效剂量明显降低,从事相关职业的工作人员的安全和健康得到了有效保障。     

“发烧”的核电站

一不小心,我举世闻名了。你知道我是谁吗？我就是福岛核电站。从第一批核燃料注入开始,我已经为人类服务40年了。作为一名老＂烧水工＂,我一直默默无闻地工作着,然而,就在我快退休的时候,我突然一举成名了。怎么回事？且听我慢慢道来。     

秦山3期坎杜堆先进燃料循环的研究

根据我国已拥有压水堆(PWR)和坎杜(CANDU)堆的具体情况，提出一种PWR／CANDU联合核燃料循环的策略。执行此循环策略，既可节约铀资源23%，提高燃料的能量输出41%，又减少了废燃料的处置量66%，可大大降低核电成本。同时对秦山3期CANDU堆采用稍加浓铀(SEU)的先进燃料循环进行了研究，确定了其采用SEU燃料的最优富集度。研究发现，秦山3期CANDU堆使用最优富集度下的SEU燃料，每年将节省天然铀(NU)53t，减少乏燃料116t，节省燃料循环费用约6700万元。通过对后处理回收铀(RU)、SEU堆芯物理特性的分析可知，在堆芯结构及运行方式不作重大改变的情况下，即可完成从NU到RU或SEU的过渡，因而这两种先进燃料循环策略具有重大的经济效益和吸引力。     

我国乏燃料后处理经济性研究

随着我国核能产业快速发展,天然铀需求和所产生乏燃料的数量也逐年增加,后处理产业的经济性必然会再次成为发展闭式核燃料循环产业需要解决的问题之一。该文参考经合组织核能署相关研究,开展乏燃料后处理经济性分析,对“一次通过”和后处理两种核燃料循环方式的成本进行测算。结果显示,现阶段后处理方案比“一次通过”更加经济,并且随着天然铀价格的持续上涨与后处理、MOX燃料制造技术成熟所带来的价格下降,其经济性将在未来愈发凸显。     

压水堆燃料组件池边检查技术研究进展

 燃料组件池边检查是核电站燃料组件首要且必不可少的重要检测项目。基于压水堆燃料组件水下检查引出池边检查技术特点, 分析了当前池边检查技术的国内外研究现状, 介绍了燃料组件水下外观、尺寸测量、涡流氧化膜测量等池边检查技术。池边检查技术可以准确可靠地得到压水堆内燃料组件辐照后表面状态、辐照伸长、包壳氧化程度等辐照信息数据, 为压水堆燃料组件堆内辐照稳定性和完整性等评价提供必要依据。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

基于改进LeNet-5网络的堆芯燃料组件编码识别

在核电站堆芯核燃料组件水下组装作业中,需要通过视觉技术进行组件编码的识别以便准确定位组件的安装位置。针对水下环境中弱光照等问题导致了图像质量的降低,本文通过乘方增强算法、OSTU算法、CLAHE算法和拉普拉斯变换的方法来实现堆芯燃料组件编码字符水下图像的增强。为了提高编码识别效果,提出了一种整合LeNet-5网络和支持向量机(SVM)的模型,在网络中添加BN(Batch Normalization)层与Dropout层来加速网络的运行速度,并改进Sigmoid函数,增加函数的平滑性,以此来减少梯度消失。实验表明,在自定义数据集上的验证准确率为99.82%,识别率为100%,相比于其他模型有显著的提升。     

燃料棒压力电阻焊机控制系统的研制

焊接是核燃料棒生产制造过程中的重要工序,焊接质量与核电站安全运行息息相关,先进核国家对核燃棒焊接工艺的不断探索研究,都在积极采用压力电阻焊,用以一次完成端塞的环缝焊和密封堵孔焊,并实施质量免检。大大降低了生产成本,减少了环境污染。利用LabVIEW编程语言实现焊机控制功能。改进了硬件结构配置,提高了设备抗干扰能力。     

刊中刊·资讯

1.《自然》2012.7.5 核燃料有了廉价生产方式 核一直是世人关注的焦点,很多国家部在打核的主意,对外的说法当然是核能利用．但事实是,世界上拥有核武器的国家越来越多,也就有更多的国家希望加入核俱乐部。现在有一项利用激光的新技术．可以以非常廉价的方式生产核燃料．如果这项技术得以推广利用,将大大降低核电站的成本。     

基于微机仿真压水堆核电站堆芯物理数学模型的建立

阐述了压水堆核电站堆芯的模型化,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的 物理数学模型。文章将核电站堆芯分为四大块分别建立模型(临界堆中子动力学模 块、中毒效应堆中子动力学模块、温度效应堆中子动力学模块和燃料模块),应用该模型建立传递函数,为微机仿真奠定基础。     

我国极低水平放射性废物管理探讨

正极低水平放射性废物(以下简称极低放废物)是一种可以在浅层废物填埋场处置的固体废物,其所含的人工短寿命放射性核素的活度浓度高于免管水平,但不高于该标准推荐的活度浓度指导值或监管部门认可的活度浓度值。极低放废物主要来源于核电站、核燃料循环设施、核技术应用、核研究开发活动和某些非核工业,特别是核设施退役时会产生大量的极低放废物。     

高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议。