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中国科学院上海应用物理研究所专利：一种熔盐堆球环型燃料元件的制备方法
中国科学院上海应用物理研究所 专利 熔盐堆 球环型 燃料元件
2023/7/17
中国科学院上海应用物理研究所专利：一种熔盐堆球环型燃料元件的制备方法
中国科学院上海应用物理研究所专利：一种球环形燃料元件的芯球定位装置及其制备方法
铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键影响因素的研究
铅冷快堆 环形燃料 热工性能 关键影响因素
2021/12/23
研究影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素，对提高铅冷快堆堆芯的功率密度具有重要意义。本文首先对典型铅冷快堆环形燃料元件建立热工模型并进行热阻分析，评估影响其热工性能的关键因素；然后，以内外流道冷却剂的出口温差、环形燃料元件芯块最高温度、绝热面位置以及内外包壳温差四项指标作为评判标准，分析各因素对环形燃料元件热工性能的影响特性。热阻分析结果显示：影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素为气隙...
全球首条高温气冷堆核燃料元件生产线产品启运
高温气冷堆；核燃料元件；生产线产品
2021/1/18
科技日报呼和浩特2021年1月17日电 （记者 张景阳）记者17日从内蒙古科技厅获悉，4辆满载球形核燃料元件的集装箱运输车从内蒙古正式启运，元件被发往世界首座我国拥有自主知识产权的山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站。这是全球首条高温气冷堆核燃料元件生产线产品首次发运，标志着我国高温气冷堆元件制造水平已走在世界前列，具备了持续向核电站提供稳定供货的能力。
4辆满载球形核燃料元件的集装箱运输车从内蒙古正式启运，元件被发往世界首座我国拥有自主知识产权的山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站。这是全球首条高温气冷堆核燃料元件生产线产品首次发运，标志着我国高温气冷堆元件制造水平已走在世界前列，具备了持续向核电站提供稳定供货的能力。作为国家科技重大专项——大型先进压水堆及高温气冷堆示范工程的配套建设项目，中核北方高温气冷堆核燃料元件生产线是全球首条工业规模高温气冷堆...
中核北方高温气冷堆燃料元件生产线改造顺利实施
高温气冷堆 燃料 元件生产线
2020/4/8
2020年4月5日从中国核工业集团北方核燃料元件有限公司（简称“中核北方”）获悉，该公司“高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线工艺优化和自动化改造”项目顺利实施，为国家科技重大专项“高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线建设”的项目建设提供了重要技术支撑。
随着“一带一路”的加速推进，华龙一号作为代表我国高端制造业走向世界的“国家名片”，备受海内外关注。9月10日上午，华龙一号全球首堆示范工程核燃料元件顺利通过出厂验收，并启运至福清核电。这是我国核燃料产业和华龙一号示范工程建设史上又一里程碑，标志着中核集团有能力为华龙一号国内批量建设及“走出去”提供坚实的燃料保障，同时为我国建设成为“制造强国”，从“核大国”向“核强国”迈进提供了有力支撑。
2017年10月16日，中国核学会在山东威海发布“2015—2017年度中国十大核科技进展”。其中，由清华大学核研院研发的“全球首条高温气冷堆燃料元件生产线投料生产”排在第二位。高温气冷堆核燃料元件生产线是国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程的配套建设项目，是全球首条工业规模的高温气冷堆核燃料元件生产线，技术由清华大学核研院研发，清华大学具有完全自主知识产权。该生产线于2013年3月16日在中...
全球首条工业规模高温气冷堆核燃料元件生产线建成（图）
工业规模 高温气冷堆核燃料元件 生产线
2017/7/21
2017年7月17日，采用核研院技术、在内蒙古包头市建设的国家科技重大专项配套项目、高温气冷堆核燃料元件生产线第20万个球形燃料元件成功下线，标志着全球首条工业规模高温气冷堆核燃料元件生产线建成达产。
2016年3月27日，随着第一罐八氧化三铀粉末徐徐投入溶解槽，历时3年建设的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线完成了所有建设任务，进入正式生产阶段。这标志着中国在第四代核电技术的研发和应用上已走在世界前列，对于保障示范电站首炉及后续换料，推进高温气冷堆核电技术尽快商业化迈出了关键一步，同时加快了中国核电“走出去”的步伐。
中国高温气冷堆核燃料元件通过国际权威检测
中国 高温气冷堆核燃料元件 国际权威
2015/1/9
国家科技重大专项支持研发的高温气冷堆核燃料元件2014年12月30日在荷兰佩滕成功结束检测，各项指标达到国际先进水平，这一试验结果表明，中国完整自主知识产权的核燃料元件从技术到工艺都是成功的。高温气冷堆球形燃料元件的生产设备、工艺等均由清华大学自主研发设计，此次检测的燃料元件是在清华大学核研院建成运行的年产10万个球形燃料元件的中试生产线上生产完成的。
燃料元件铀沾污所致冷却剂中裂变产物活度浓度研究
冷却剂 燃料元件 裂变产物
2014/9/15
通过分析压水反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素的活度浓度，能够有效判断堆内燃料元件的破损情况；但元件包壳外表面沾污的铀经堆内中子照射后生成的裂变产物也会进入冷却剂中，从而给判断冷却剂中裂变产物的来源带来困难，因此燃料元件包壳沾污铀所致的冷却剂中的裂变产物核素成为判断元件包壳是否破损的干扰因素之一；通过给出包壳沾污铀所致的裂变产物核素活度浓度的计算方法，对其影响因素和计算误差进行了分析，可为燃料元件破...
针对反应堆缓发超临界过程特点，本工作建立了物理、热工及热量传递模型，采用准稳态方法对缓发超临界过程反应堆平均通道单根燃料元件温度场进行了计算分析，并与某反应堆仿真平台计算结果进行对比。分析表明，在功率变化不剧烈的反应堆动态过程，采用准稳态计算方法可以较准确地计算出燃料元件温度场随时间的变化规律。且本工作模型相对简单，计算速度快，对于反应堆动态运行研究及船用反应堆事故分析均有重要意义，对于反应堆热工...
2011年9月11日至15日，世界核燃料领域规模最大的学术交流活动——水堆燃料性能会议（WRFPM）将落户中国成都。这也是我国首次举办的大型国际核燃料会议。目前，大会组织机构、交流内容、议程安排、论文征集、会务准备等筹备工作均已顺利开展。