田湾核电站

2005年10月17日,国家核安全局印发了《关于批准田湾核电站1号机组首次装料的通知》(国核安发[2005]101号),批准田湾核电站1号机组首次装料,并颁发了《田湾核电站1号机组首次装料批准书》。10月18日,1号机组开始首次装料。10月26日,全部163组燃料组件顺利装入反应堆堆芯,并安全就位。10月27日,完成了堆芯装载正确性、核燃料组件头部高度和堆芯异物检查工作,检查结果小巧满足设计要求。田湾核电站正式进入带核运行状态。11月11日,完成了反应堆组装及主回路注硼工作,12月20日,1号机组反应堆实现首次临界。2号机组土建、安装施工已基本完成,机组…     

速递

<正>我国拥有了完全自主知识产权的高性能燃料组件品牌近日,具有自主知识产权的国产压水堆核电站N36特征化燃料组件、CF2燃料组件、CF3燃料组件,完成了不同燃料循环周期的辐照考验,从堆芯卸出。经池边检查表明,N36特征化燃料组件以及CF2、CF3燃料组件性能良好,结果均符合设计要求,达到预期目标。这一里程碑节点的实现,标志着中核集团自主研发的CF系列燃料组件,能够满足我国自主化先进压水堆对高燃耗长循环燃料组件的需求;能够为"华龙一号"等核电站     

燃料组件卡涩分析及处理工具研发

本文对压水堆核电机组发生燃料组件卡涩并被上部堆内构件带出堆芯情况进行分析,明确其根本原因.中核运行二厂成立专项组,通过对卡涩燃料组件的定位问题、卡涩分离问题以及辅助操作工具需求分析,确定工具的定位系统、液压分离系统和辅助操作工具的设计方案,并通过力学理论计算以及有限元分析对关键的承载部件进行力学应力校核,最终完成燃料卡涩处理工具的开发和设计工作,并通过模拟实验,验证工具可实现预期功能,为同型核电机组同类问题处理提供借鉴.     

中广核集团自主化先进反应性仪与动态刻棒技术打破国外垄断

正反应性是描述反应堆偏离临界程度的重要动态参数,针对核电站开发的反应性测量和动态刻棒装置是反应堆零功率实验阶段的重要测试装置,在核电站装料、倒换料和运行期间,有效监测反应性的变化。该装置可在每次堆芯装载发生变化时,及时准确地给出反应性,同时结合控制棒的位置数据,通过控制棒的提升或下降,完成对控制棒价值的刻度,大大缩短核电站的启动和调试时间,是核电站安全性、可靠性、经济性的重要保障。目     

中国自己的核级锆合金产品完成工艺试制

正我国核燃料组件自主研发取得重大进展。4月2日,中国广核集团科技研发部负责人邹勇平透露,他们已完成自主品牌核燃料组件结构设计,拥有自主知识产权的核级锆合金产品已完成工艺试制,自主核燃料性能分析软件已推出试用版。核电站的燃料是铀,其被烧结成一个个圆柱状的二氧化铀陶瓷芯块,叠装在用锆合金做成的包壳管中,做成一根根细长的燃料棒,再把这些燃料棒按一定规则组装成一个个燃料组件,就可供核电站使用。核电站的反应堆堆芯装有上百个这样的核燃料组件,总重量达几十吨。锆合金是以锆为基体加入其他元素而构成的有色合金。随     

PLC在破损燃料定位系统中的应用

破损燃料定位系统(简称63105系统)应用于CANDU-6型重水堆核电站中。主要作用是在核电站反应堆内发现破损燃料后,在维持反应堆功率不变的前提下,投运破损燃料定位系统,在自动模式下分别对来自380根燃料通道的主热传输重水样品进行缓发中子的扫描检测,以确定破损燃料棒束所在的确切通道。然后在手动模式下对检测出来的通道实行持续监测,最后通过不停堆换料的方式,将破损的燃料组件更换出堆芯,也保证了电站正常运行对环境和公众的安全承诺。     

核电站装卸料机套筒调试技术要点分析

装卸料机是核电厂执行堆芯燃料装卸的主要设备,伸缩套筒运行的直线度和平稳度直接影响燃料组件操作的安全。通过对装卸料机套筒的结构分析,介绍装卸料机套筒调试的技术要点,提出固定套筒垂直度、固定套筒与伸缩套筒同心度、导向轮间隙、燃料导向装置的调整方法以及套筒定位精度的验证方法,形成一套完整的套筒精度调试方案,为后续装卸料机套筒调试提供借鉴。     

速递

我国先进燃料组件研发工作迈出重要一步6月14日,中核集团拥有自主知识产权的两组N36特征化燃料组件正式开始进入中核核电运行管理有限公司第二核电厂2号机组第九循环接受辐照考验。这对中核集     

索赔良机莫错过

经济索赔是全过程索赔的重要环节之一,是低中标后高结算的组成部分. 经济索赔是指承包人在施工过程中根据合同约定及法律规定,要求发包人补偿由发包人责任或风险造成的实际损失的主张.经济索赔不同于工程变更.虽然实际情况与合同所约定的情形发生变化是变更和索赔存在的共同前提,工程变更是对工程及施工方法进行了修改,经济索赔还包括合同约定由发包人承担的风险出现,发包人未及时提供图纸、场地及付款导致停工窝工等情形.     

我国自主研发的CF3改进型先导燃料组件设计通过专家评审

正近期,我国自主研发的CF3改进型先导燃料组件设计评审会在四川成都召开,评审专家组一致认为,CF3改进型先导燃料组件满足设计目标要求,符合项目总体目标,标志着CF3改进型燃料组件的设计基本完成,将转入先导组件制造阶段。CF3改进型燃料组件在CF3燃料组件的基础上进行了局部优化,在定位格架、导向管、上下管座部件、燃料棒上均有优化和创新。设计分析验证结果和各项堆     

核燃料板块:创新驱动产业发展

2012年工作回顾 经济增长呈现平稳较快态势 各项经济指标优于同期.2012年,核燃料公司三项经济指标同比均实现两位数增长,其中总产出同比增长22.4％,主营业务收入同比增长33.97％,实现利润同比增长30％. 产供销运一体化迈出实质步伐 市场营销取得积极进展,为产业持续发展提供了坚强支撑.统筹协调安排燃料组件生产任务,明确了各电站燃料组件的生产分工和供应安排.核燃料组件运输主动应变,首次实现全公路运输,确保了燃料组件按期运抵现场.     

速递

中核集团自主研发CF3燃料元件实现入堆7月10日,随着中核集团董事长、党组书记孙勤宣布启动入堆,四组银色组件插入秦山第二核电厂2号机组反应堆堆芯,标志着由中核集团自主研制的先进核燃料元件（CF3）完成研究、设计、试验、制造等主要研制工作,进入随堆运行考验阶段,对其关键性能指标进行最后验证。这是我国核燃料技术自主研发进程中又一个重要里程碑节点。     

“华龙”点睛燃料元件包壳实现中国造——记自主高性能燃料元件用包壳材料研制

<正>"华龙一号"作为中国核电"走出去"的代名词,近段时间以来占据了众多媒体显眼位置,已成为国家创新的一张崭新名片,其背后是我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的全面整合和集成。偌大的核反应堆要实现稳定运行,离不开成千上万个部件的通力协作,更离不开一个关键堆芯部件——燃料元件。它是由经过复杂工艺加工而成的UO2燃料、包壳、结构件组合制造的,是核电站的能量源泉。而实现燃料组件的完全自主制造,其核心关键和基础就是要解决包壳材料的完全自主     

你应该知道的“华龙一号”

"华龙一号"是中国核电"走出去"的主打品牌。"华龙一号"是中核集团和中国广核集团在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,充分借鉴国际三代核电技术先进理念,采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。"华龙一号"在设计创新上提出"能动和非能动相结合"的安全设计理念。"华龙一号"采用177个燃料组件的反应堆堆芯、多重冗余的安全系统、单堆布置、双层安全壳。     

炼化厂火炬故障分析及预防措施

炼油火炬在日常使用中出现了不同程度的故障,如:燃料线断裂、蒸汽环管组件破损、燃烧器筒体外壁存在裂纹等。本文主要对炼油火炬存在的故障进行分析并提出预防措施,以提高火炬使用寿命。     

事故工况下堆芯冷却控制功能分析

随着事故进程的发展,堆芯冷却会出现相应变化,可以归结为堆芯冷却恶化、堆芯冷却不足和堆芯冷却饱和。针对3种工况,征兆导向事故规程给出了控制响应要点,按照响应能够确保机组安全。     

对我国核燃料组件生产线的技术剖析

核燃料组件的生产,属于技术密集型工业。通常是以不同丰度的UF_6作为核燃料,经过化工转化生产出核纯、高活性UO_2粉末。再以特定的粉末冶金工艺,经高温烧结制成高密度、高燃耗的UO_2燃料芯体,用薄壁的锆合金做包壳管形成燃料棒。将燃料棒组装在弹性紧固的定位格架、导向管和上下管座所构成的骨架上,形成束棒状的方形组件。组件上所有部件的材     

新版合同下如何应对工程变更

《建设工程施工合同(示范文本)》(2013版)确定了很多相对公平的制度,也重新界定了很多施工程序.但是,对最容易引起当事人争议的变更条款,此次修订究竟改动了哪些部分呢?对承包人有没有不利的风险呢?工程变更的范围 2013版施工合同的第10.1款即规定了变更的范围:除专用条款另有约定外,合同履行过程中发生以下情形的,应按照本条约定进行变更,包括合同中任何工作的增减、追加,改变合同中任何工作的质量标准或其他特性,改变工程的基线、标高、位置和尺寸等规定.其中尤其需要建筑施工企业注意的是第10.1款第(2)项——取消合同中任何工作,但转由他人实施的工作除外.结合2013版施工合同的第16.1.1发包人违约的情形来看,第(3)项规定了发包人违反第10.1款[变更的范围]第(2)项约定,自行实施被取消的工作或转由他人实施的可判定发包人违约.这在一定程度上也保障了承包人作为既定工程建设实施者的合法权益.     

方家山U1C2循环棒价值计算偏差的分析与处理

方家山核电U1C2循环堆芯设计计算中,设计院计算和中核运行自主校算的控制棒价值偏差过大,通过对计算模型的分析,确定计算偏差的原因在于对U1C1循环的跟踪计算是否考虑控制棒插入效应的影响.为此对堆芯跟踪计算模型进行修改,并通过试验测量验证了这一分析结论,解决了这一问题.     

国外锆合金研究发展概况

<正>锆是热中子吸收截面最低的金属之一,通过在锆中添加一定的元素(锡、铁、铬等)制成的锆合金具有良好的耐高温水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能等一系列优点,是目前轻水反应堆燃料元件唯一理想使用的包壳材料。与早期使用的奥氏体不锈钢作为燃料包壳相比,采用锆合金明显减少了中子损失,提高了燃料的利用率。此外,锆合金还广泛用于堆芯其他结构材料,如燃料棒端塞,为燃料棒提供径向和轴向支撑的定位