燃料组件修复装置的设计

核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。     

管状燃料组件辐照后尺寸测量

主要介绍某新型管状燃料组件辐照后尺寸测量的检查内容、检查方法及检查结果,对尺寸测量结果进行初步评价。结果表明:燃料组件辐照后总长与辐照前相比略有增长,平均增长0.71 mm;辐照后组件弯曲度基本无变化;辐照后对边距最大增长0.17 mm,最小增长0.07 mm;各层燃料管水流间隙整体呈减小趋势,最大减小0.33 mm;燃料管外径最大增长0.13 mm,内径最大减小0.20 mm。     

燃料元件分析程序需要与时俱进

本文对我国应用燃料元件程序作了简要历史回顾，并在介绍国外燃料元件程序近年来发展情况和与国外专家交流的基础上，提出了对我国当前使用的燃料元件程序进行更新和发展的具体意见，以与同行专家商榷。     

堆芯测量传感器发展现状及其在燃料元件考验中的应用

简单介绍了发展堆芯测量传感器的重要意义,我国近年来各种堆芯测量传感器的研制和发展现状以及某些堆芯传感器在秦山核电站燃料元件考验中的初步应用。这些传感器主要包括测量燃料中心温度的套管式高温W/Re热电偶组件,测量燃料包壳伸长的差动变压器型位移传感器,测量裂变气体内压的膜片式压力传感器,测量燃料棒相对功率分布的γ温度计,测量辐照然料元件中子通量和通量分布的自给能探测器和测量燃料包壳温度和考验元件出入口冷却剂温度的铠装热电偶等等。     

堆芯测量传感器发展现状及其在燃料元件考验中的应用

简单介绍了发展堆芯测量传感器的重要意义,我国近年来各种堆芯测量传感器的研制和发展现状以及某些堆芯传感器在秦山核电站燃料元件考验中的初步应用。这些传感器主要包括测量燃料中心温度的套管式高温W/Re热电偶组件,测量燃料包壳伸长的差动变压器型位移传感器,测量裂变气体内压的膜片式压力传感器,测量燃料棒相对功率分布的γ温度计,测量辐照燃料元件中子通量和通量分布的自给能探测器和测量燃料包壳温度和考验元件出入口冷却剂温度的铠装热电偶等等。     

复杂几何燃料组件的参数计算

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算，并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明：DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算，且具有良好的计算精度。      

压水堆燃料组件设计准则

本文提出了压水堆核电厂燃料组件的设计准则并给予简要说明,以便对我国燃料组件设计准则的制订工作提供参考和讨论。     

秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量

为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。     

燃料组件水下非接触变形测量方法

水下无接触变形测量是基于视频图像传感器与标定相结合的方法,通过5组图像传感器同步对所测目标进行视频图像摄取,经由图像处理系统处理得到格架的边缘图像,之后将其转换成视频数字信号,在计算机上模拟显示出测量结果,直观地显示组件的弯曲变形和趋势。最后通过尺寸标定对未知尺寸进行测量。     

4×4燃料组件考验装置小破口失水事故分析

采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序,对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算,预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为（选取当量直径为φ４ｍｍ小破口）。分析结果表明：在发生当量直径为φ４ｍｍ的小破口失水事故下,考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全,且不会危及高通量反应堆。     

中国实验快堆燃料组件频率测量试验

堆芯的安全性极其重要,反应堆堆芯组件的抗震分析比较困难。为给中国实验快堆堆芯组件的数值分析提供依据,同时也为安全审评提供基本数据,利用动态测量系统完成了单根燃料组件分别在空气和水介质中频率的测量。试验中,分别采用了3档不同幅值的激励力。考虑安装公差对频率的影响,采用重新安装燃料组件的方法重复测量。经分析,试验结果合理可靠。     

微破损燃料组件离线检漏装置研制

为解决不能脱水的微破损已辐照浅燃耗燃料组件离线检漏的问题,进行了燃料组件检漏技术方案、抽气技术和检查工艺研究。利用低温吸附和抽气载带的方法,解决水中放射性气体的检测问题。基于以上研究成果研制了检漏装置,并进行试验验证。该检漏装置对~(137)Cs检出限为0.5Bq/L,对~(85)Kr的检出限为19 Bq/L。     

含钆燃料组件能量计算

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。     

AFA3G燃料组件和燃料棒的辐照生长

叙述了AFA3G燃料组件和燃料棒在辐照情况下的生长机理，设计准则，计算方法和计算结果，论证了在大亚湾18个月换料情况下，AFA3G燃料棒和燃料组件的辐照生长满足设计准则的要求，并给出了设计的裕量值。     

秦山核电厂压水堆燃料组件设计

秦山核电厂压水堆燃料组件采用无盒方形、15×15栅格、束棒控制、弹簧定位格架结构。文中列出了设计依据和要求.简述了燃料俸、定位格架,上下管座、控制棒导向管和通量测量管的结构形式、特点及功能。文章介绍了根据计算、研制、试验结果对燃料组件进行的安全分析与评价,分析表明,燃料组件的性能是满足设计要求的。最后对燃料组件提出了改进方向。     

300 MW燃料组件设计改进的回顾与展望

简述了国产300MW燃料组件的设计发展过程,描述了300MW燃料组件FA300-1至FA300-4的设计特点,回顾了自开展秦山一期的首炉燃料组件设计以后,为提高燃料组件的安全性能而开展的持续的设计改进工作,提出了300MW燃料组件将来的设计改进方向和目的.     

超临界六角形双排燃料组件性能分析

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1的基准验证

利用国际原子能机构(IAEA)压水堆棒状燃料组件基准问题和板型燃料组件基准问题对燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1进行了验证分析。结果表明:KYLIN-1程序计算得到的燃料组件无限增殖系数(k∞)和重要核素核密度结果与国际上其他机构的计算结果符合良好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序符合较好。     

三座不同装置的PWR燃料组件CHF试验结果比较

临界热流密度（CHF）是压水堆堆芯传热过程中的一个关键现象。CHF限定了核电站输出功率的大小和堆芯设计中燃料管理的方式。几个现在并入到法马通先进核能公司和AREVA集团的公司都曾利用不同的装置各自开展过CHF试验，以检验其燃料组件的热工水力性能。随着公司的合并，决定只使用1座统一的装置，德国Karlstein的热工水力装置（KATHY）被选作唯一的CHF试验装置。为了在内部交换使用在这些试验装置上取得的所有结果，有必要通过比较其试验结果来说明这些不同装置的等价性。在所进行的试验中，其轴向热流密度分布有均匀和非均匀两种情况。本文首先简要介绍了试验装置，然后描述了结果的比较，重点详细介绍了比较的方法。结果的比较表明，上述不同设备上所得结果是非常一致的，这一结论在很大热工水力参数范围内都有效。因此，继续在AREVA集团内部用这些CHF试验结果进行产品性能评价是有保证的。