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TVEL 供应埃及研究堆燃料组件（图）
TVEL 埃及 堆燃料组件
2022/11/24
新西伯利亚化学浓缩物厂(俄罗斯 TVEL 的一部分)与埃及原子能机构之间的协议是为 ETRR-2 研究反应堆供应低浓缩燃料成分。
2021年11月10日，由中广核铀业发展有限公司和哈萨克斯坦国家原子能工业公司共同出资建设的乌里宾燃料组件有限责任合伙企业在哈萨克斯坦东哈州投产，正式进入核燃料组件生产阶段。根据2015年12月中广核与哈原工成立组件厂合资公司的协议，该公司生产产品将全部用于中广核的电站，该组件厂设计年产200吨核燃料组件，可满足八台百万千瓦级核电机组的换料需求。
2021年11月10日，国家原子能机构副主任董保同以视频形式出席中国与哈萨克斯坦合资的第一座核燃料组件厂——哈萨克斯坦乌里宾核燃料组件厂(“哈组件厂”)投产仪式。国家原子能机构秘书长邓戈，中国广核集团公司副总经理郭利民，哈萨克斯坦国家主权基金主席萨特卡利耶夫，哈萨克斯坦前总理、东哈州州长阿赫梅托夫，哈萨克斯坦国家原子能工业公司总裁沙里波夫、法国法马通公司总裁丰塔纳等有关代表参加投产仪式。
俄罗斯开始试制再生混合物（REMIX）燃料组件
俄罗斯 再生混合物 燃料组件
2021/6/11
2021年6月3日，隶属于俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）的西伯利亚化学联合体（SCC）已开始为VVER-1000反应堆试制铀-钚再生混合物（REMIX）燃料组件。SCC已与俄罗斯采矿化学联合体（MCC）组织生产首批TVS型再生混合物燃料，后者负责生产燃料芯块。第一批芯块已运抵SCC，并成功通过质量验收检查。
压水堆环形燃料组件研发进展
双面冷却 环形燃料 研发进展
2020/9/20
与传统棒状燃料相比，环形燃料元件具有两个冷却表面，传热面积-体积比增加，芯块导热路径减小，能大幅降低燃料峰值温度，可在保持充分安全裕度的条件下，有效提升反应堆功率密度。本文简要总结了美国、韩国等国家环形燃料技术发展状态，介绍了我国正在开展的环形燃料设计、设计验证和制造技术等方面的研发进展，展望了环形燃料的应用前景。
基于多表面封闭系统网络法的钠冷快堆乏燃料组件内部传热数值分析
钠冷快堆 乏燃料组件 辐射传热 数值模型
2020/9/20
钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中，散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布，特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值，本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型，以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比，验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较，证明了程序更具有保守性。另外，比较了均匀与非均匀加...
堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较
燃料组件 试验 数值模拟 流阻特性
2020/5/20
组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配，对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率，本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟，获得了两类组件的流阻特性，并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明：推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测，模块式所需计算时间约为整体式的1/6，但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高，误差较模块式...
转运通道中燃料组件沸腾传热的试验研究
燃料转运通道 燃料组件 池沸腾传热
2020/4/20
在压水堆换料过程中，乏燃料组件要通过水下通道完成从反应堆厂房到乏燃料水池的运输。为获得乏燃料组件在换热条件较恶劣的承载器顶角区域的传热特性，开展了试验研究，测量得到了2 400～20 000 W/m2不同热流密度下承载器顶角区域3根燃料棒顶部的沸腾换热系数，并拟合得到沸腾传热关联式。研究结果可为今后工程应用中评估燃料组件在转运过程中的热工安全状态和表面最高温度提供参考。
事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析
BeO 燃料组件 中子学 反应性
2020/1/20
本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题，使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO，一方面由于中子吸收，导致反应性惩罚；另一方面由于BeO的慢化作用，导致反应性补偿，两个相反影响相互竞争共同决定UO2-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知，适量增加235U富集度...
针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题，结合水动力学和结构力学，考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态，以及海洋环境下船体随机运动响应的影响，对燃料组件的结构载荷进行计算，从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全，并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例，首先对平台进行时域计算，得到船体重心的六自由度运动时历曲线，然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆，实现对...
燃料组件是核反应堆的核心，CF3燃料组件是中核集团自主研制的先进核燃料元件品牌，被誉为最强中国“芯”。9月20日，4组CF3燃料组件插入秦山二期4号机组反应堆进行考验。此前，已有8组CF3燃料组件入方家山核电2号机组，预计今年年底还有8组CF3燃料组件入秦山二期1号机组。这意味着我国自主研制的首个大型先进商用压水堆燃料组件进入批量化、产业化应用阶段。至此，中核集团全面掌握了高性能核燃料研制技术，形...
我国研制成功大型先进商用压水堆燃料组件
大型先进 商用压水堆 燃料组件
2019/3/22
2019年3月21日，由我国自主研制的CF3燃料组件在秦山核电二厂2号机组结束全部长循环辐照考验，顺利出堆并完成池边检查，检查结果显示CF3燃料组件性能达到国际同类产品先进水平。这标志着我国具有完全自主知识产权、适用于大型商用压水堆核电站的CF3燃料组件具备工业化应用条件，为我国自主三代核电建设以及国内核电大规模应用奠定坚实基础，对“华龙一号”和我国核燃料“走出去”以及能源供应安全保障具有重要战略...
近日，中国科学院核能安全技术研究所（以下简称“核安全所”）利用3D打印技术，成功首次制备出铅基反应堆燃料组件关键部件。
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。