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[民用核能] 核燃料生产制造专题

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暴力英雄 发表于 2012-9-19 21:46 | 只看该作者 回帖奖励 |倒序浏览 |阅读模式
本帖最后由 暴力英雄 于 2012-9-19 22:20 编辑

       核电是清洁、高效、安全的能源。发展核电是优化能源结构、保障能源安全、满足经济社会发展对能源需求的现实选择,是保护生态环境,实现可持续发展的重要途径,是带动核科技工业整体发展的重要举措。改革开放以来,在“保军转民”方针指引下,中国核工业就开始了核电站的研究开发,实现了中国大陆核电零的突破,先后建成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾等三大核电基地,核电运行机组达到13台,装机容量超过1000万千瓦。经过三十多年的发展,中核集团形成了完整的产业体系,拥有了雄厚的研发实力,积累了丰富的工程经验,培养了优秀的人才团队,是我国核电建设的主力军。中核集团充分发挥国家核能发展主力军的作用,大力推进核电新项目建设。目前,在建和经国家批准正式开展前期工作的核电新项目共有7个,20台机组。
       核工业是一个完整的循环经济体系。核燃料循环产业是核科技工业的重要组成部分,是我国战略核力量建设和核电事业发展的重要基础。包括铀矿地质勘查、铀矿采冶、铀转化、铀浓缩、核燃料元件加工制造、乏燃料后处理等环节。

科普:核 燃 料 元 件 制 造
  核能的广泛应用是一个国家科技发达的重要标志之一,核电比用化石燃料发电更清洁、更安全已为广大公众认同,那么核电站“烧”的核燃料是怎样制造的?人们还关心核燃料元件制造过程的安全性、对周围环境影响究竟怎样呢?下面就讲讲这些问题。
1.什么是核燃料
  能大量释放核能供动力利用的物质称为核燃料。目前世界上绝大多数核电站反应堆“燃烧”的核燃料是铀,再准确点是铀-235。铀-235是自然界天然存在的唯一易裂变核材料,自然界存在的铀称天然铀,其中的铀-238和铀-234原子核不易裂变,轻水堆核电站用的核燃料中的铀-235含量(称富集度)为小于5%,由天然铀经扩散法或离心法浓缩而得到,而重水堆核电站也可直接用天然铀。世界上已有少数国家部分核电站采用铀-钚混合燃料,我国尚未采用这种铀-钚混合燃料。
  核燃料元件制造过程中操作对象是铀的化合物。主要是六氟化铀、二氧化铀、铀酸铵(ADU)、氟化铀酰、硝酸铀酰等。其中二氧化铀为不溶性化合物,ADU为微溶性化合物,其他为可溶性化合物。
       铀是一种重金属,密度为18.68克/立方厘米。铀是自然界中存在的一种α放射性元素,它有三种同位素:铀-234、铀-235、铀-238。其他的铀同位素均是人造的。天然铀的三种同位素衰变子体(有12种元素29个核素)是β-放射性或α放射性的,同时有弱γ放射性。
  α射线或称粒子实质是氦 原子核,带2个正电,质量数4。属重离子,所以其能量大,一般为4-6Mev,电离本领大,所以在空气中射程只几厘米,在水中只几微米,没有外照射危害。
  β-射线(粒子)为电子,能量范围为百keV-几MeV(铀子体β-最大能量2.32MeV),是中等电离本领,所以射程较远,在空气中可达十几米,水中几毫米,一般建筑墙壁基本可档住。在核燃料元件生产现场一般不需专门设防。
  γ射线(γ光子)不带电,能量范围百keV-MeV,电离本领小,所以在空气中射程可达几十米,需较厚的混疑土墙方可完全档住。因铀子体发射γ射线较弱(量),所以操作过程不对其设防。
由α、β、γ射线性质可知,核燃料元件制造不会对厂外有直接的照射危害。

2.核燃料元件制造工艺过程

  核电站对核燃料元件要求非常严格,甚至可以说非常苛刻,这主要是为保证核电站反应堆运行安全,包括出入堆装卸、“燃烧”后乏燃料处理及反应堆运行的经济性等,这些在此不作详细介绍。总之,核燃料元件制造是一项高科技工程,
  下面是核电燃料元件(组件)制造工艺过程:
  原料六氟化铀用国际标准容器30B盛装,六氟化铀常温常压下为气态,因铀同位素浓缩厂是在低温下装料,所以30B容器内六氟化铀是固体。工艺操作第一步是在密闭气化罐内加热30B容器使其内六氟化铀气化,然后通过严格密封的管道把这气体输入水解槽内与去离子水发生反应,生成氟化铀酰,氟化铀铣溶液进入沉淀槽与氢氧化铵反应生成铀酸铵(俗称ADU)沉淀,经离心脱水的ADU浆进入流化干燥塔被热风干燥,干ADU粉末再送入还原转炉被氢气还原成二氧化铀,以上是湿法工艺制取二氧化铀粉末;干法IDR化工工艺为:六氟化铀气体输入专用干法转换炉,炉内通水蒸汽和氢气,直接制得二氧化铀粉末。这两种工艺均用于核电燃料元件厂生产,干法工艺优点明显、流程短、基本无废水产生、氢氟酸可回收利用。
  二氧化铀粉末进入粉末冶金工序,包括制粒(压饼、擦筛、配料)、压制成形、高温(1750℃)烧结、磨削制得二氧化铀陶瓷体芯块。
  二氧化铀芯块装入锆合金管,管两端用锆塞头塞紧,经环焊密封(密封前管内抽真空后再注入一定压力氦气)制成燃料棒。
  燃料棒进入组装工序,由机械加工车间来的管座、定位格架、控制棒导向管等焊装成燃料组件骨架,再将燃料棒拉入骨架中便成了燃料组件成品。100万千瓦核电站用燃料组件为高近4m的一个长方体(见图)。每个组件一般由上、下管座、8个位格架和264根燃料棒、24根控制棒导向管、一根仪表管,按17×17排列组成。一座核电反应堆内一次装入约150多个燃料组件,可用3-4.5年(每年更换三分之一)。
3、安全与环保监督管理:
  核燃料元件生产的安全,环境管理远比一般工业严格、规范。由于核工业具有一定特殊性和人们对放射性的敏感性,早在核工业创建初期就对辐射安全、环境保护予以特别高度的重视,在人力和资金投入上均远远高于其他一般工业,这个良好的传统一直保持至今日,核工业辐射安全和环保技术与一般工业安全技术相比也处于领先,这些优势保证了我国核工业自创建以来始终保持了良好的安全记录。
  我国核燃料生产设施的技改立项、设计、建造、运行均处于国家环保(总)局、国家核安全局的有效监督之下,对所有设计方案、施工质量、安装调试、生产运行,内部管理等依法进行监督,并对设施的建造,运行实行许可证制度,对提高核燃料设施的安全性,促进职工的安全、环保意识和内部安全,环保管理水平起到了关键性作用。向环境排放的放射性总量,给周围居民造成的剂量负担远低于国家标准,即便在低于十万分之一可能的事故情况下,给民众造成的剂量负担也低于国家标准,这充分显示核燃料加工与煤、石油、天然气相比,是一种安全、环保的燃料加工业。
  实测结果显示每制造100吨铀燃料元件排放约10MBq铀(1kg天然铀等于25MBq),其放射性约为10万千瓦煤电厂一年烟气释放放射性的百分之一,而100吨铀燃料可供600-700万千瓦核电站用1年。实测显示制造100吨铀燃料元件所排放废水中铀约1GBq,约为10万千瓦煤电厂一年排放废水中放射性的十分之一。

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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 22:03 | 只看该作者
本帖最后由 暴力英雄 于 2012-9-19 22:21 编辑

http://www.cjnf.com.cn/index.jsp
       中核建中核燃料元件有限公司(原名称:国营建中化工总公司、宜宾核燃料元件厂,缩写CJNF)隶属中国核工业集团公司,始建于1965年,公司总部坐落于万里长江第一城-四川省宜宾市。经过40年的不断发展,现已成为以核电燃料元件为主导产业,香料、锂钙、锂电池为主要民品产业,集生产、科研和国内外贸易为一体的国有军民结合型大型骨干企业。是我国唯一的压水堆核电燃料组件生产基地,国家级企业技术中心,拥有我国最大的锂金属生产线、最大的专业柱式锂电池生产线、天然香料、合成香料的主要加工厂。CJNF是我国目前唯一的压水堆核电燃料元件制造基地,是我国实行自主发展核电站就已同步建立起来的自己的核燃料供应体系,其装备优良、技术成熟、检验手段齐全、员工素质高、工厂管理体系先进、完全满足我国压水堆核电站供料需求,燃料元件制造水平已达到世界先进水平。目前,CJNF担负着我国大陆上压水堆核电站(秦山核电站300MW、2×600MW,大亚湾核电站和岭澳核电站4×900MW)和巴基斯坦恰希玛核电站300MW 8个反应堆燃料组件制造任务,并正在筹备制造田湾核电站(2×110MW)等燃料组件制造任务。
  2005年4月6日,中共中央政治局委员、国务院副总经理曾培炎视察YFP时强调,核电要发展,核燃料元件生产也一定要发展,要满足整个核电事业朝前发展的要求。CJNF正为“建设世界一流核燃料元件制造基地”而努力奋斗。  
  公司现有资产总额28.3亿元,职工5800余人,专业技术员工1700多人,有高级职称员工229人(其中33人享受政府特殊津贴),中级职称员工770余人,拥有铁路专用线和自营进出口权。近年来企业通过严格管理、技术进步,各条主要生产线均已通过ISO9000质量体系认证,并按ISO9001:2000版要求完成了质量体系换版认证。通过ISO14001环境管理体系认证。相继荣获全国“五一”劳动奖状、全国先进基层党组织、全国思想政治工作优秀企业、全国质量效益型先进企业特别奖、全国质量效益型企业、全国质量管理先进企业、全国文明单位、国家级企业技术中心、全国精神文明建设工作先进单位、全国模范职工之家、全国职工培训先进单位、中央企业先进基层党组织、2001-2004年度全国群众体育先进单位、四川省先进单位、四川省最佳文明单位。
建中生产能力:
   CJNF核燃料元件生产线于1986年建成,这是我国自行设计、建造的第一条完整的压水堆核电站燃料元件生产线,该生产线于1987年10月投产。90年代初,从法玛通公司引进了AFA 2G 17×17燃料组件设计与制造技术,于1994年建成了大型核电燃料元件生产线,为大亚湾核电站提供国产燃料组件。90年代末,又引进法国法玛通AFA 3G高燃耗燃料组件制造技术,同时对生产线实施了大规模的技术改造,从南非购买了全套燃料组件生产线,新建了一条年产10吨的含钆燃料生产线。2005年,再次引进了全M5 AFA3G燃料组件制造技术。
       CJNF现具有300MWe、600MWe和900MWe系列燃料组件制造能力,即将建成VVER-1000燃料组件生产线,可以生产CFA300型、AFA2G、AFA3G、全M5 AFA3G及VVER-1000型六角形燃料组件,目前具有250吨铀的燃料组件年生产能力。截止到2006年底,生产的各类型号燃料组件累计达到3000组。产品质量优良,深得各用户信任,至今尚未发生因为制造原因而导致燃料棒在堆内发生泄漏的事件,燃料组件可靠性居世界先进水平,均能按计划准时向核电站压水堆机组提供换料。
  企业技术先进,装备精良,管理规范。1995年通过ISO 9000国际质量体系认证,2003年通过ISO 14000环境管理体系认证,近三年连续获得全国质量效益先进企业称号。经过40多年的建设和发展,特别是引进了法玛通的燃料组件制造技术后,燃料组件的质量已达到国际同类产品水平,形成了工业化规模的生产能力。
建中生产工艺:
UO2粉末:
采用ADU工艺和IDR工艺生产,分别建有独立的生产线,年生产能力为250吨铀。制备的UO2粉末性能稳定,质量优良,其基体密度大于98%T·D。ADU工艺是将原料UF6通过汽化、水解、沉淀、干燥为重铀酸铵(ADU)粉末,然后再通过煅脱氟还原成UO2粉末。而IDR工艺则是将原料UF6在干式转化炉中汽相水解后直接还原成UO2粉末,具有工艺流程短、自动化程度高、产量大、废水废物量少、产品性能稳定和活性较高等优点。
UO2芯块:
现有三条核燃料芯块生产线,利用国际上先进的粉末压制、芯块烧结和产品检验设备,具有使用ADU、IDR两种不同工艺来源的UO2粉末制备实心、带中心孔、倒角、含钆等多种燃料芯块的能力。年生产能力为300吨铀,制造的芯块性能稳定,外观及内在质量俱佳。采用传统的粉末冶金工艺,利用国际上先进的粉末压制、芯块烧结和产品检验设备,将UO2粉末与各种添加剂混料均匀后,再预压、制粒、球化后压制成UO2生坯,然后在连续推舟式烧结炉中高温烧结,最后得到外观良好的陶瓷UO2芯块。
零部件:
具有完整的定位格架、上下管座、连接柄等零部件生产线和冷冲模具生产线,配备有先进的高精度数控机械加工设备和质量检测装置。具有生产结构特殊的燃料棒、燃料组件及相关组件的零部件和专用工装模具的能力。可以满足400吨铀/年的零部件加工的需要。
燃料组件:
CJNF建有多条燃料棒、组件生产线,布置了先进的、从国外引进或自主研发的焊接、制造和检验设备。年生产能力已经达到400吨铀,燃料组件堆内运行行为优良,质量稳定、可靠。将陶瓷UO2芯块封装在充满一定压力氦气的锆合金包壳管中就形成了燃料棒,两端焊接采用的工艺有电子束焊接和TIG焊接方式,主要检测工艺包括X光检测、氦质谱检漏及γ扫描工艺。燃料组件组装包括骨架组装工艺和拉棒工艺,使用骨架点焊机对定位格架与导向管实施点焊,再装上管座就形成了燃料组件骨架,再使用拉棒设备一步步将燃料棒拉入骨架中,就形成了燃料组件,最后对燃料组件整体进行清洗。
建中生产设备:
                                

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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 22:10 | 只看该作者
质量控制体系:

产品标识
产品检查检验
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 22:32 | 只看该作者
本帖最后由 暴力英雄 于 2012-9-19 22:58 编辑

http://www.btgh.com.cn/
      中核北方核燃料元件有限公司是经周恩来和邓小平批准的我国核工业最早创建的“五厂三矿”之一, 是我国第一个核燃料、核材料的科研生产基地,曾为我国“两弹一艇”的研制成功及我国的国防事业做出过不可磨灭的贡献。
       企业座落于内蒙古自治区包头市,占地面积约16平方公里,拥有资产14亿元,现有在册员工近3000人,其中,中国工程院院士1人, 专业技术人员约1000人。半个世纪前,全国各地一大批包括刘少奇之子刘允斌在内的优秀精英,为发展核事业,怀着对祖国的 无限忠诚,告别了故乡,从大江南北汇聚到塞北荒原——包头,满怀豪情,奋力攻关,仅用数年时间就在阴山脚下建起 我国第一座核燃料元件厂。他们以身许国,不辞辛劳,先后研制和生产了我国绝大部分研究实验堆核燃料元件,  为国防事业和经济建设献出了青春、智慧、汗水甚至生命。
       20世纪80年代,随着国家“保军转民”战略结构的调整,军品生产限产,企业步入低谷,连续十几年政策性亏损。凭着一种精神,一种使命,干部职工面对困难,上下一心,奋力拼搏,精神不倒,意志不减,队伍不散,凭借着昂扬向上,自强不息的精神,不断推进企业改革发展,开辟出新的科研生产领域, 为壮大和提升国防实力再立新功。
       进入新世纪,企业紧紧抓住国家核电发展的带动机遇,步入核电领域。中核北方核燃料元件有限公司于2000年初期,破土动工了为秦山三期两座728Mwe商用核电站提供国产燃料组件的我国首座年产200吨铀的重水堆核电燃料元件生产线,翻开了公司历史上的崭新一页。此项工程系引进加拿大ZPI公司技术,其中铀化工转化技术完全自行设计建造。历时不到三年的时间即于2002年底投入商业运行。投产以来,所生产的重水堆核电燃料元件保持入堆零泄露,质量达到国际同等水平。实现了燃料元件国产化,谱写了企业发展史上的新篇章。
       2005年9月,压水堆核电燃料元件生产线经国防科工委批复立项。该生产线的建设,增强了国产化替代能力,实现了燃料元件生产的南北格局。该项目已于2007年7月正式破土动工,2008年底基本完成设备安装,2010年正式投产。公司执行董事、总经理、党委书记夏进禄在公司十届三次职代会行政工作报告中指出,压水堆核电燃料元件项目建设是公司彻底摆脱困境的希望所在,也是实现公司“三大跨越”奋斗目标中第一步的关键所在。建设好压水堆核电燃料元件项目,对企业具有重大意义。目前,公司正在筹建高温气冷堆示范电站用核燃料元件生产线和AP1000三代核电燃料元件生产线。其中高温气冷堆建设规模为年产30万个球形燃料元件,预计到2011年完成项目建设,具备生产燃料元件的能力;AP1000建设规模200吨,预计到2013年完成项目建设,具备生产燃料元件的能力
       公司的民品项目金属钙经扩建后,成为世界上生产规模最大的金属钙生产线。目前企业形成了军、核、民三大产品系列, 企业核心竞争力和可持续发展能力进一步增强。
       经过近50年的发展,公司成为了军民结合、厂所合一、科研与生产紧密结合的独具特色的企业,具有完整配套的核燃料元件、核材料科研和生产体系。近年来,企业不断挖掘半个世纪所积淀的深厚文化底蕴,加大了企业文化建设力度,企业的知名度、美誉度及影响力迅速提升,员工队伍面貌得到很大改观,真正达到了“内聚人心,外树形象”的目的。伴随着核工业第二个发展春天的到来,公司将紧紧围绕中核集团公司“3221”战略目标,以只争朝夕的姿态向着建设国际一流的核燃料工业基地和核工业 又好又快又安全的发展目标而不懈努力,为我国核事业的发展和地方经济建设做出应有的贡献。
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 22:39 | 只看该作者
本帖最后由 暴力英雄 于 2012-9-19 22:41 编辑

重水堆元件厂

       重水堆燃料元件厂是我国第一座重水核电堆燃料元件厂,采用当前国际先进工艺技术和装备,该厂年产200吨燃料组件,为秦山核电有限公司俩座重水堆核电站提供国产燃料组件。 该厂与2000年4月1日正式破土动工,近历33个月便于秦山第三核电有限公司发出首批国产化棒束,该厂自2005年10月至今,所生产的核电堆燃料元件保持堆内零泄露, 质量达到了国际先进水平。
压水堆核电站燃料元件生产线
       压水堆核电站燃料元件生产线是继重水堆核电站燃料元件生产线投产后,在中核北方核燃料元件有限公司建设的第二条元件生产线。此生产线目前正在建设之中,以满足我国今后核电发展对核燃料元件的需求。
压水堆AP1000燃料元件生产线
       AP1000是从美国西屋公司引进的第三代压水堆核电燃料元件生产技术,由国家核电技术公司负责技术引进, 目前中核北方核燃料元件有限公司就AP1000燃料元件生产线建设,组建了中核包头核燃料元件股份有限公司, 并委托核工业第五研究设计院进行可行性研究报告的编写工作。项目建设规模200吨。预计到2013年完成项目建设,具备生产燃料元件的能力。
高温气冷堆核燃料元件生产线
       高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线已列入国防科工委核能开发“十一五”规划。清华大学完成了实验堆实验,科工委确定生产线建在中核北方核燃料元件有限公司,目前已委托核工业第五研究设计院完成了可行性研究报告。报经国防科工委审批。项目概算投资2.3亿元,建设规模为年产30万个球形燃料元件,预计到2011年完成项目建设,具备生产燃料元件的能力。
金属钙业
      1961年为核材料生产配套建立了我国第一条金属钙生产线。经技术改造革新,年生产能力达到7000吨,成为了全球最大的金属钙生产企业,产品畅销全世界。主要产品有钙粒、钙块、钙铝合金等。
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 23:02 | 只看该作者
重水堆燃料元件生产线运行十年创“10万”佳绩
http://www.cnlnpc.com/Article/ShowArticle.asp?ArticleID=3640
中核网 发表时间:2012-8-7 
       8月4日,中核燃料元件有限公司北方分公司(简称“中核北方”)迎来了我国第一座也是目前唯一一座重水堆核燃料元件生产线第10万个棒束下线的喜庆时刻。作为中核北方真正迈向核电领域的起步产业,重水堆核燃料元件生产线在建成投产后的十年里,以安全的生产工艺、稳定的运行过程和可靠的产品质量有力证明了我国核燃料元件的生产能力和实力,开创了重水堆核燃料元件棒束生产的一个新的里程碑。
       在庆祝仪式上,国家环境保护部华北核与辐射安全监督站总工程师郝晓峰指出,中核北方作为核工业最早的“五厂三矿”之一,曾为我国核工业发展及“两弹一艇”事业做出了重要贡献。步入新世纪以来,企业迅速跻身核电领域,积聚了丰富的核材料与核燃料制造经验,创造了堆内连续安全稳定运行的良好纪录,这与企业广大干部员工的辛勤努力密不可分。
       中核集团公司副总工程师、中核燃料有限公司党委书记李广长表示,中核北方重水堆核燃料元件第10万个棒束下线既是一个节点,也是一个起点。希望中核北方再接再厉,不断进步,加快管理创新、技术创新、人才创新步伐,完成好各项生产任务及项目建设任务,为核工业持续、健康、快速发展做出贡献。
       中核核电运行管理有限公司总经理何小剑指出,此次重水堆核燃料元件第10万个棒束成功下线,充分体现了中核北方秉持的精益管理、精细制造、优质服务、追求卓越的企业理念和奋斗精神。秦山核电集团(筹)党委书记、常务副总经理李大宽也表示,中核北方建成了我国第一条重水堆元件生产线并实现了国产化。10年来,企业凭借高水平的员工队伍,使燃料元件性能水平持续提升,为秦山三期提供了优质的核电燃料元件,为重水堆核电站安全稳定运行提供了可靠保障。目前,双方正在积极开展压水堆回收铀、钍资源利用等多个领域的科技创新合作,这对于燃料元件循环具有重要的意义。
       中核北方总经理马文军表示,自2002年建成投产以来,重水堆元件厂一直秉持“精益管理、精细制造、优质服务、追求卓越”的质量理念。截至目前,已为秦山重水堆核电站生产制造了10万个质量可靠的燃料棒束,且自2005年10月到2012年7月,创造了CANDU堆连续81个月燃料元件堆内运行零破损的纪录,达到了世界先进水平。重水堆核电燃料元件第10万个棒束的下线,将是中核北方追求成本更低、品质更优、安全更高的核电燃料元件的新起点。
       庆祝仪式由中核北方党委书记王永刚主持。国家环境保护部华北核与辐射安全监督站核设施监督二处处长李永章,中国工程院院士、中国核学会理事长李冠兴,中核核燃料公司、中核核电运行管理有限公司、三门核电有限公司、中国原子能工业有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中国辐射防护研究院、中核新能核工业工程有限责任公司、中核燃料元件有限公司南方分公司、中核北方、新闻宣传中心,以及上海中远物流重大件运输有限公司的相关领导出席庆祝仪式。

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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-19 23:10 | 只看该作者
核中核——探访核电“粮仓”  
2009-08-19    来源:经济参考报http://www.jjckb.cn/cjxw/2009-08/19/content_175717.htm
    “前几年大亚湾核电站刚建成的时候,核电站稍有风吹草动,香港的记者便打着的士飞奔而来。”中核建中核燃料元件有限公司(以下简称中核建中)副总经理兼总工程师任宇洪笑着对记者说,“现在不会了。”
      核电站的安全性如此敏感地牵动着人们的神经,而由中核建中提供核燃料元件的大陆压水堆核电站一直保持着安全运行的良好记录,这使得人们当初因核电的安全性而悬着的心,终于踏实下来。“现在人们已经形成了一个共识,即核电是安全、清洁的能源。”任宇洪说。
       核电站与常规火电站最大的不同是,带动电站运行的能源不是煤而是核燃料元件。因此,核燃料元件又被称作核电站的核心,是核中之核。毫无疑问,核燃料元件是核电站运行的第一道安全屏障,它的质量如何,关系到核电站能否安全运行。核电站业主曾用“核电站是铁,核燃料是钢”来形象地比喻它们之间的关系。
                                                                                       建中生产线
天府之国里的核电“粮仓”
      四川因物产丰饶而享有天府之国的美誉,有核电“粮仓”之称的中核建中恰好位于四川宜宾市。在这里,中核建中几乎尽人皆知。中核建中是我国目前唯一的压水堆核电燃料元件制造基地,建有国家级企业技术中心。之所以称其为核电“粮仓”,是因为它已为国内正在运行的所有压水堆核电站和巴基斯坦的恰希玛核电站生产供应了4000多组燃料组件,这些核电站包括浙江秦山、广东大亚湾、广东岭澳,等等。中核建中即将为江苏田湾核电站提供换料燃料组件、以及为在建的方家山、红沿河等核电站提供首炉核电燃料元件。
       更令人称奇的是,中核建中制造的4000多组燃料组件、近百万支燃料棒,多年来在核电站反应堆内安全运行,无一支因制造原因破损,创造出了“零破损”纪录。
       20世纪80年代后期,伴随着我国核电站的建设,中核建中自主建成了我国第一条压水堆核电站燃料元件生产线,并为秦山一期30万千瓦核电站生产并提供了首炉燃料组件和相关组件,填补了国内核电元件制造的空白。从90年代开始,通过引进国外先进的燃料组件制造技术和不断自我创新,建成了大型核电站燃料元件生产线,成功制造出了90万千瓦AFA2G燃料组件,实现了大型核电站燃料元件国产化的目标。
       2001年8月,中核建中成功制造出AFA3G高燃耗燃料组件并投入生产,标志着我国核电燃料制造水平跻身于国际先进行列。2006年,又成功制造出M5AFA3G燃料组件并投入正式生产,标志着公司掌握了当今世界最为先进的核燃料元件制造技术。
      自企业创建以来,中核建中这个核电“粮仓”从无到有、从小到大的发展历程,向世界仅有的十几家同行证明着:中国的核电燃料元件生产技术和产品质量已经达到世界先进水平。
到车间体验核安全
        提起核燃料,人们会联想到原子弹,想到核辐射,因此,生产核燃料的工厂也被蒙上了一层神秘的色彩。
                                                                                   组装好的核燃料组件
       7月28日,记者一行来到了中核建中的生产车间。进入车间之前,记者被要求穿上白大褂,戴上帽子、手套,穿上鞋套。公司负责人告诉记者,穿上防护服,不仅是为了保护参观者,而是因为生产二氧化铀芯块需要洁净的环境,如果手上的汗渍接触到了芯块,就会对其质量产生不利影响。穿上防护服是为了保证人的活动不影响核产品的品质。
        核燃料元件生产的铀原料———六氟化铀,在常温下是固态的,装在密闭金属容器里。六氟化铀经过化工转化、粉末冶金等工艺,得到成品二氧化铀芯块。二氧化铀芯块装入锆管进行密封焊接,检验合格后就得到了需要的燃料棒。有了燃料棒,再与其它零部件一起按规定要求进行组装,就得到了所需要的燃料组件。
      在车间,记者看到,每根燃料棒上都贴着类似商品条形码的标签,中核建中生产调度室主任吴方奇告诉记者,这便是燃料棒的“户口”。万一将来核电站运行出现问题,可以据此查到出问题的燃料棒出自哪个车间,是什么时候生产的,生产工人是谁等等。从而可以在第一时间查找原因,以保证核电站的运行安全。
       核燃料元件生产线在设计、建造和运行使用过程中有其固有的安全性。核燃料生产线所用的铀物料是铀235富集度低于5%的低浓缩铀,这与制造原子弹用的铀235富集度高于90%的高浓缩铀有着天壤之别。核燃料元件生产线使用的铀原料不会引起核爆炸,正像啤酒和白酒都含有酒精,白酒因酒精含量高可以点燃,而啤酒则因酒精含量低不能点燃一样。
    车间主任张立雄说,这些二氧化铀芯块只具有天然放射性,只有放到反应堆里发生受控核裂变后才会有很强的放射性。在中核建中工作一年接受的辐射量,与坐几次飞机受到的辐射量相当。“我们在这里工作了几十年,身体都非常健康,这就是最好的证明。”吴方奇的话引来大家一片笑声。
零破损与100遍阿拉伯数字
       核燃料元件在核反应堆中长期处于强辐射、高温、高压以及高流速的环境中,其质量要求很高。因此,核燃料元件制造是一项科技含量很高的技术。
       一座百万千瓦级的核电站,如果非计划停堆一天,就将造成上千万元的损失。不仅如此,核电站一旦出现安全问题,还会给国家核电的发展蒙上阴影。
       令人欣慰的是,中核建中提供的所有燃料元件在反应堆内没有因制造原因发生过破损,保持了“零破损”的最好记录。
       记者曾听说,在中核建中,最“牛”的部门是质量保证处,他们有下达停工令的权利。当与质保处的处长、副处长们一番交谈之后,我明白了为什么。
       质保处副处长邓卫举了一个例子。1996年,一位员工书写产品数据中的“3”时不规范,被后一岗的员工误认为“5”,负责检验的人员在发现最后的数据不对后没有去查找原因,而是改变了另一个参数。当发现问题后,质保处立刻下达核品生产线全线停工1天的命令,同时岗位人员按国际要求进行了两周的阿拉伯数字抄写练习。“一个数字要求写一百遍,质量问题就是要小题大做。”邓卫说。
       在中核建中,凡事均有规范,凡事都有记录。质保处处长童慎修说,处理发生的任何问题,我们都有规范的程序。比如,质保文件写错了,正确的改法应该是,在错处划上一道杠,旁边写上修改者的名字和修改日期。“从原材料进入生产线的那一刻起,每一个生产过程都是在质保文件的控制下操作的,不受控的产品哪怕是合格的,我们也不能提供给用户。”童慎修说,核产品的质量不能只靠最终的把关,有些缺陷是检验不出来的。因此,我们生产过程中把好每一道关口,做到每个人都是一个安全屏障,保证产品不仅检验数据合格,而且质量确实过得硬,这样才能真正符合客户的要求。
       质保处的权威性和话语权从哪里来?在中核建中的《质量手册》上,记者找到了答案。在这本标有编号、版本、页数、密级的手册的第一页,是公司总经理畅欣签名的“总经理颁布令”,上面写着:“作为公司总经理,我对质量管理工作和产品质量负有全面责任……授予质量管理部门足够的权力和组织独立性,使其有权停止一切违反质量管理要求的活动,在处理质量问题时不受经费和进度的约束,直接向质量管理者代表或我报告。”有了总经理的“尚方宝剑”,质保处工作起来如鱼得水。
       而质保处也的确是一个技术水平过得硬的团队。质保处共有34名员工,2人取得研究员级高工资格,有13位高级工程师,6位国家注册审核员,24位国级级注册质量工程师。
       不知是巧合还是必然,中核建中现任总经理畅欣、副总经理孙毓宝、副总经理兼总工程师任宇洪均担任过质保处处长。   “正因为有了这些,我们提供的所有燃料元件在反应堆内没有因制造原因发生过破损,保持了‘零破损’。全世界压水堆燃料元件生产厂家共有十几家,与他们相比,我们保持了良好记录。”畅欣十分自豪地对记者说。
8
刘汉卿 发表于 2012-9-20 00:05 | 只看该作者
顶 暴力兄 非常精彩的文章 这是国内很少见的关于中国的核燃料的生产
9
kongyanfeng1 发表于 2012-9-20 08:20 | 只看该作者
顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶等等等等
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-20 21:25 | 只看该作者
田湾核电站2号机组第6次换料组件通过出厂验收
中核燃料元件有限公司南方分公司  日期:2012-09-10 
http://www.cnnc.com.cn/publish/portal0/tab283/info68471.htm
       9月4日,由中核燃料元件有限公司南方分公司(简称中核南方公司)制造的田湾核电站2号机组第6次换料共42组燃料组件顺利通过了出厂验收。
       江苏核电有限公司验收组依据《田湾核电站TW1R05、TW2R05/TW1R06、TW2R06燃料组件加工采购合同》和《燃料组件验收大纲》检查了合同产品出厂文件,并随机抽检了4组燃料组件,检查结果均符合合同和验收大纲的要求。
       验收组听取了中核南方所作的TW2R06换料燃料组件制造报告和TW2R06换料燃料组件制造质量报告,双方对相关问题进行了讨论与交流之后,验收组宣读了验收意见,验收组一致认为:本次验收的田湾核电站2号机组第六次换料42组燃料组件均符合验收要求,同意验收出厂。
       本次换料组件出厂验收的顺利完成,标志着中核南方VVER-1000/B-428型燃料组件制造的结束,为该公司积累了丰富的制造经验,对下一步转入TVS-2M长周期高燃耗组件的技术转让、生产线改造、合格性鉴定和组件的加工制造打下了良好的基础。

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绿林好汉 发表于 2012-9-21 00:01 | 只看该作者
大开眼界,受益匪浅;
万分感谢!
12
junzheng 发表于 2012-9-21 15:52 | 只看该作者
质保文件写错了,正确的改法应该是,在错处划上一道杠,旁边写上修改者的名字和修改日期。
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貌似所有的生产记录文件都是这样吧?!
反正我是

点评

记者的描述不应苛求  发表于 2012-9-21 20:04
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-9-21 21:14 | 只看该作者
本帖最后由 暴力英雄 于 2012-9-21 21:18 编辑

CANDU堆元件现状与发展
包头核燃料元件厂  张杰  崔振波  王世波
摘要:本文介绍了重水堆核电站用燃料棒束发展里程和CANDU-6燃料棒束的技术特性,介绍了重水堆核电燃料棒束的技术改进方向和发展现状以及我国在CANDU燃料循环方面的发展设想。
关键词:    重水堆燃料元件、CANDU堆燃料元件、发展、燃料循环、CANFLEX燃料棒束。
1  CANDU重水堆核电概况
       CANDU型重水堆经过40多年的改进和发展,已成为当前比较成熟的堆型之一。历经几十年的商业运行已充分证明,就技术指标、经济性、安全性等方面而言,CANDU堆可称为当今世界上一种较为领先的核电技术。我国秦山三期重水堆核电站就是引进加拿大原子能有限公司两台CANDU-6重水堆核电机组,总装机容量为2×728Mwe,设计年容量因子为85%,设计寿命40年。两台机组已分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行。
       同时,为了实现重水堆燃料元件国产化,满足秦山三期核电站换料节点要求,1998年12月8日经由中核原子能公司,二零二厂与加拿大ZPI公司签定了CANDU-6型燃料棒束制造技术转让合同。该项目于2000年4月1日破土动工,工程历时33个月,于2002年12月建成了我国第一条重水堆核燃料棒束生产线——包头核燃料元件厂。包头核燃料元件厂设计生产能力为年产200吨(铀)CANDU-6型核燃料棒束(约10400-10600只燃料棒束),以满足秦山三期两座728 Mwe商用核电站的年换料要求。2003年3月27日首批国产化燃料棒束入堆,目前堆内运行状态良好。
2  CANDU重水堆燃料元件
2.1  CANDU堆燃料元件
2.1.1  燃料元件的基本结构
       C ANDU堆燃料元件是由天然UO2陶瓷芯块,Zr-4合金包壳管、端塞、隔离块、支承垫和端板等部件组成的棒束。图2-1是一个典型的CANDU-6型燃料棒束。


                                                                         图2-1  CANDU-6型燃料棒束外形
                           1-端塞;2-端板;3-包壳管;4-芯块;5-石墨涂层;6-支承垫;7-隔离块;8-压力管
       芯块是由天然陶瓷UO2粉末经压制成型、高温烧结制成圆柱形,其密度≥10.45克/厘米3,氧铀比为2.000~2.015。高密度燃料芯块可使燃料在堆内有尽可能多的可裂变材料和尽可能小的体积变化。芯块端面呈碟形,芯块端部有倒角。芯块柱面要经磨床磨削,以得到较高的光洁度,可以保证芯块与包壳有良好的接触及有利于热传导。
       每只CANDU-6型燃料棒束是由37根单棒组成。UO2芯块装入壁厚0.4mm的Zr-4合金包壳管内,其两端由端塞密封焊接组成单棒。37根单棒按照固定位置环形排列,两侧用端板焊接固定,组成燃料棒束。燃料单棒之间的间隙靠钎焊隔离块保持,而棒束和压力管之间的间隙则靠钎焊于外圈燃料棒表面上的支承垫来保持。
       每个燃料棒束的重量24千克左右,结构材料的重量占燃料束重量的10%以下,UO2燃料的重量占燃料束重量的90%以上。
表2-1列出了CANDU-6型燃料棒束设计参数。
                           表2-1  CANDU-6型燃料棒束设计参数
名称
单位
参数
裂变材料
天然二氧化铀
结构材料(包壳管、端管、支承块、隔离块、端板)
-4合金
芯块
芯块形状
蝶形带倒角圆柱体
直径
mm
12.20
堆积高度
mm
480
芯块个数
30
密度(名义)
g/cm3
10.60
氧铀比(O/U
2.000-2.015
总硼当量(相对于轴)
1.184
包壳管
外径
mm
13.10
厚度石墨层厚度(最小)
mmμm
0.403
隔离块
长度
mm
8.26
宽度
mm
2.29
厚度(最小)
mm
0.64
支承垫
支承面长度支承面宽度厚度(最小)
mmmmmm
25.42.031.0
端板
直径
mm
90.8
厚度
mm
1.52
燃料棒束
棒内压
MPa
0.1
棒间间隙
mm
1.55
棒与压力管间隙
mm
1.03
燃料棒束长度
mm
495.3
燃料棒束直径
mm
102.4
二氧化铀重量
kg
21.8
-4合金重量
kg
2.3
总重量
kg
24.1
运行工况
SI3燃料通道冷却却剂流量
kg/s
26.5
SI3燃料通道冷却剂压力降
kpa
840
燃料棒束在堆内的驻留时间(平衡换料工况)
平均(堆芯内部/堆芯外部)
等效满功率天(EFPD)
248
最大(堆芯内部/堆芯外部)
EFPD
352
燃料棒束名义功率
kw
800
峰值棒线功率
kw/m
57.3
平均卸料燃耗
MWh/kgu
171.7
峰值棒燃耗
MWh/kgu
312.1

2.1.2  燃料元件的主要特点
       CANDU堆燃料棒束虽然结构简单,但它在尺寸、完整性、物理性能及化学成份的要求是非常高的。CANDU燃料元件的主要特点是:
(1)中子经济性好。坎杜堆燃料元件的包壳管壁厚只有沸水堆燃料元件包壳管的二分之一,相当于压水堆燃料元件包壳管的三分之二。由于使用了薄壁包壳,中子的寄生吸收很小。如皮克灵堆燃料元件全部结构材料仅占棒束重量的8%,结构材料的寄生吸收仅占燃料束热中子吸收截面的0.7%。
(2)安全性好。CANDU堆燃料的设计是采用高密度的UO2烧结芯块,又使用短尺寸棒束,这就使得坎杜堆燃料实际上不存在密实化而引起倒塌问题,减少了弯曲变形。
包壳管内壁的石墨涂层提高了燃料功率和线功率的裕度,使燃料能够适应更大范围的功率波动,大大减少了元件破损率。据国际原子能机构(IAEA)技术报告书中统计,加拿大14个大型CANDU堆从1985年至1995年间燃料破损比例非常低,每10000只燃料棒束中只有1到2只有缺陷,累计平均缺陷率低于0.1%。
(3)生产成本低。由于坎杜堆燃料是天然UO2陶瓷芯块,比轻水堆低浓铀芯块加工费用低得多,而且所用锆合金结构材料也比轻水堆燃料元件少。
(4)生产和运输方便。坎杜堆燃料元件结构简单,一共只有6种零件,尺寸短小,无需占用很大的生产空间;重量较轻,无需笨重的起重设备;六种零部件结构简单,容易加工,省去了象轻水堆燃料元件中的结构复杂且价格昂贵的定位格架,这就给生产和运输都带来了方便。
2.2  燃料元件的改进及发展
       从1962年第一个CANDU型示范重水堆(NPD)达到临界并投入商业运行以来,40多年来坎杜堆燃料元件的基本结构没有变,但是设计参数和制造工艺却有很大的改变。图2-2表示了它的发展趋势,CANDU堆燃料元件的发展主要有以下几点:
(1) 燃料棒束中的燃料单棒直径变小,燃料单棒根数增加,与此相适应,棒束直径增大。
(2) 随着燃料棒束平均卸料燃耗的提高,额定单管功率大幅度提高。
(3) 早期的坎杜堆燃料棒之间的间隙用绕丝结构维持,1972年之后改为钎焊隔离块结构。
(4) 对材料的要求有所提高。如UO2烧结芯块的密度由10.3克/厘米3提高到10.6克/厘米3,原料成分中硼和氟的含量控制更加严格,结构材料由锆-2合金改变为锆-4合金。
(5)从1972年开始,包壳管内壁增加石墨涂覆工艺,这种具有石墨涂层的燃料元件称为CANLUB元件(CANDU Lubricant),能有效减少燃料元件的破损率。
(6)燃料元件棒束的制造工艺也有发展,如燃料棒的端塞密封焊接由氩气保护焊改为压力电阻焊,棒束组装焊接由铆焊或熔焊改为点焊等。

                                                                图2-2  CANDU燃料组件的发展演变过程图
3  CANDU堆元件的未来发展
       当前的CANDU反应堆设计是近50年开发研究的结果。为进一步开拓CANDU反应堆市场,加拿大原子能有限公司(AECL)仍在有计划地开发研究新技术和新设计,目标是有效降低CANDU反应堆的基建造价和运行成本,进一步提高固有安全性能,从而提高在国际市场的竞争力。
       CANDU堆采用天然铀燃料、重水慢化、重水冷却和不停堆换料方式。虽然具有中子经济性好,能灵活决定停堆大修的周期和时间的优点,但却存在燃耗浅、换料频繁、操作量大、乏燃料产出量大和中间贮存费用高等缺点。而且,CANDU-6机组安全裕量小,当机组运行10年后,由于老化现象可能导致堆芯进口温度上升,安全裕量下降,可能需要降功率运行。
为解决CANDU堆燃料循环中存在的问题,从二十世纪九十年代初加拿大原子能有限公司(AECL)及其合作者就一直致力于开发新的燃料循环方案。
3.1  用轻水堆(LWR)的乏燃料作CANDU堆的燃料
       用轻水堆的乏燃料作CANDU堆的燃料,这不仅节省了大量的铀资源,又提高了燃料的燃耗。天然铀中铀-235含量为0.711wt%,而LWR的乏燃料中铀-235约为0.8~0.9wt%,钚-239约为0.6~0.8wt%,可裂变材料约1.5wt%,核反应能力足够,目前这项研究有三条途径:
(1)DUPIC(Direct use of Spent PWR Fuel in CANDU)燃料。PWR乏燃料用干法处理,使U-Pu与部分裂变碎片分开,U-Pu不分离,只能除去部分裂变碎片,燃料仍具高放射性,必须遥控加工。一种是将燃料直接制成CANDU的几何尺寸,把PWR乏燃料元件切成CANDU堆元件长度,拉直,两端焊上端盖(元件也可制成双包壳)。另一种是将PWR乏燃料去掉包壳,把芯棒制成粉末,压成“新”CANDU芯块,烧结后再装入CANDU包壳,制成标准的CANDU元件。
(2)MOX(Mixed Oxide Fuel)燃料。轻水堆乏燃料经湿法处理,使U-Pu与裂变碎片分开,铀和钚混合形成MOX燃料。
(3)回收铀(RU)燃料。轻水堆乏燃料处理后的回收铀,放射性略高于天然铀,无操作困难,管理简单。
3.2  低浓铀(SEU)燃料
用加浓到0.9~1.5wt%的铀-235作为CANDU堆燃料,其优越性如下:
(1)燃料循环成本降低30%。
(2)减少乏燃料数量。
(3)更高运行安全裕度。
(4)可提高额定功率,1.2wt%铀-235燃料的燃耗为天然铀的三倍。
(5)更好的铀利用率。
3.3  钍循环
       钍在地表有丰富的贮量,约为铀的三倍。钍本身不是可裂变材料,经中子辐照后转变为可裂变材料铀-233。如铀-233得到回收,天然铀的需求量可减少90%。钍燃料在CANDU堆的循环可分为一次循环和直接再循环两种,其中一次循环方案又可分为如下两种方案:
       方案一混合燃料通道:钍和驱动燃料装在不同的燃料通道内,换料速率独立可调,燃料管理比较复杂。
       方案二混合棒束:钍和驱动燃料装在同一棒束内,钍和稍加浓缩铀具有同样驻留时间,燃料管理简单。燃料棒束的示意图3-1,技术参数如下 :
(1)UO2在外面两圈元件中,中央8根元件中装ThO2。
(2)棒束平均燃耗为22MWd/kg,钍燃耗为10.4 MWd/kg,稍加浓缩铀为25 MWd/kg。
(3)均一堆芯,换料简单,每次更换2只棒束。
         
               
                                                                            图3-1 引入钍的燃料棒束
       钍在CANDU堆中“直接再循环”是将经过辐照的中间ThO2元件重新插入装有新SEU棒束中央,每个循环ThO2可获得20 MWd/kg,使ThO2的燃耗得到最大限度的提高。
       钍燃料具有以下特点:
(1)钍比铀的导热性高50%,因而燃料运行温度低,熔化温度比UO2高340℃。
(2)ThO2是钍的最高氧化态,因而燃料不可能再进一步氧化而释放大量裂变产物和气溶胶。
(3)钍循环的乏燃料放射性比铀乏燃料小90~99%,产生的锕系元素也少。
3.4  先进的CANFLEX燃料棒束的研制
       加拿大的AECL和韩国的KAERI经十多年的研制工作,开发出了CANFLEX(CANDU flexible fuelling)燃料棒束。CANFLEX是目前CANDU堆先进燃料循环最合适的燃料载体。CANFLEX最显著的特点是具有突出的热工水力效率,并能采用不同的燃料装载方式(如天然铀、稍加浓铀、LWR乏燃料、钍铀燃料和MOX燃料等)。每个CANFLEX燃料棒束有43根燃料单棒,而且CANFLEX燃料棒束在1/4和3/4燃料棒束平面上增加了CHF-提高附加块(CHF-enhancing button),这种结构在燃料棒束横截面上的分布形式如图3-2所示。CANFLEX燃料棒束与37根元件的标准燃料棒束相比峰值功率将降低约20%,使得燃料棒束可以有更高的燃耗。CANFLEX在设计上增加的CHF-提高附加块能加强冷却剂的湍动,降低冷却剂空泡产能的可能性,从而提高传热效果,使得运行安全裕量更高。

                                                          图3-2  CHF-提高附加块在燃料棒束横截面上的分布形式
3.5  CANDU燃料循环在中国发展的前景
       考虑到今后中国将大规模发展核电,在2050年至少达到100Gwe的规模,CANDU反应堆对中国核电在近期、中期的可持续发展中扮演战略补充的角色。
3.5.1 近期
1)在现有CANDU堆(CANDU-6)中使用稍加浓缩铀。
(2)在CANDU反应堆中引入钍—CANFLEX燃料。
3.5.2 中期
(1)开始压水堆乏燃料的后处理。
(2)通过在CANDU堆中优化使用后处理过的乏燃料,乏燃料有以下优点:
 后处理获得的回收铀是现有CANDU堆的理想燃料。
 浓缩度约为0.9%的U-235。
 燃耗是天然铀的两倍。
 良好的轴向功率分布。
 充分利用压水堆乏燃料资源。
(3)将压水堆乏燃料后处理获得的钚制成(Pu,Th)O2混合燃料在ACR反应堆中利用,现AECL与清华大学等单位合作研制。

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kongyanfeng1 发表于 2012-9-21 22:22 | 只看该作者
顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶顶v
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madaozhizhan 发表于 2012-9-24 15:39 | 只看该作者
不错不错,长见识了!
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kongyanfeng1 发表于 2012-9-29 22:16 | 只看该作者
有没有快堆的核燃料资料呢?
17
 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-10-1 21:35 | 只看该作者
kongyanfeng1 发表于 2012-9-29 22:16
有没有快堆的核燃料资料呢?


       公开的资料不多,不过有兴趣的话可以看看这本书。讲的很详细了
       本书是一本介绍快中子堆燃料元件工程技术的专业读物。全书共分六章,包括快中子堆燃料元件(组件)的使用性能、结构设计、性能分析和制造工艺以及堆内的其他组件,系统地介绍了燃料元件设计中各参数的选择、设计方法和运行性能分析。本书可供从事快中子堆工作以及关心快中子堆工程的技术人员、管理人员、工人和大专院校师生阅读、参考。
目录
第1章概论1
1.1引言1
1.2快堆充分利用铀资源2
1.2.1核裂变和链式反应2
1.2.2核反应堆分类4
1.2.3转换与增殖6
1.2.4快中子增殖堆的特征8
1.3快堆燃料组件11
1.3.1燃料组件的功能11
1.3.2燃料组件结构12
1.3.3快中子增殖堆燃料棒12
1.4快中子增殖堆燃料发展史、现状和展望15
1.4.1快中子增殖堆燃料16
1.4.2包壳材料17
1.4.3燃料元件的新概念18
1.4.4冷却剂19
1.4.5燃料元件的发展趋向20
参考文献21
第2章 快堆燃料元件的使用性能22
2.1引言22
2.2圆柱体燃料元件的温度分布24
2.2.1温度场方程24
2.2.2燃料的积分热导率26
2.2.3燃料与包壳之间的气体层的温降26
2.2.4燃料与包壳的间隙传热系数实验值27
2.2.5包壳的径向温度分布29
2.2.6包壳外表面温度分布29
2.2.7基本子流道中的冷却剂温度分布30
2.3温度效应32
2.3.1燃料的热性能32
2.3.2燃料重结构39
2.3.3燃料组分的径向再分布44
2.4辐照效应46
2.4.1裂变产物46
2.4.2燃耗对燃料的氧化学位的影响47
2.4.3裂变产物迁移48
2.4.4燃料与包壳间的相互作用49
2.4.5裂变气体释放49
2.4.6裂变产物引起燃料肿胀51
参考文献53
第3章 快堆燃料组件设计54
3.1引言54
3.2燃料组件设计准则56
3.3设计方法58
3.3.1性能程序58
3.3.2结构件的力学设计59
3.3.3氧化物燃料的热性能分析59
3.3.4燃料棒破损机制60
3.3.5燃料棒设计破损的分析方法61
3.4燃料棒结构设计66
3.4.1燃料棒的一般结构66
3.4.2线功率密度和燃料棒直径67
3.4.3包壳厚度71
3.4.4芯块包壳间隙及填充介质74
3.4.5燃料芯块75
3.4.6轴向转换区75
3.4.7气腔76
3.4.8芯块定位器79
3.5燃料组件结构设计80
3.5.1燃料组件的一般结构和主要特性80
3.5.2燃料棒的几何排列82
3.5.3六角形外套管83
3.5.4燃料组件尺寸86
3.5.5燃料棒的定位机构87
3.5.6组件轴向屏蔽90
3.5.7组件操作头91
3.5.8组件的管脚结构91
3.5.9组件定位92
3.5.10燃料组件的长度93
3.6燃料组件组成部分的材料选择94
3.6.1燃料的选择94
3.6.2包壳和结构材料102
3.6.3奥氏体不锈钢的辐照性能111
3.6.4包壳腐蚀120
3.7燃料棒的破损123
3.7.1破损的产生123
3.7.2燃料棒破损前的T0状态124
3.7.3气体泄漏和Na进入125
3.7.4氧化物与Na反应及其后果126
3.7.5包壳破损和DND信号127
参考文献129
第4章 快堆燃料元件的性能分析131
4.1引言131
4.2辐照中氧化物燃料棒结构的性能变化133
4.3燃料元件性能模拟程序的计算内容136
4.4程序流程及输入/输出136
4.4.1程序的流程136
4.4.2程序的输入与输出142
4.5燃料元件性能的模拟计算分析142
4.5.1基本几何图形及受力情况142
4.5.2热工分析144
4.5.3辐照分析153
4.5.4力学分析163
4.5.5寿命分析182
4.5.6校核与应用实例186
参考文献187
第5章 快堆燃料组件制造189
5.1引言189
5.2燃料制造192
5.2.1MOX粉末制造192
5.2.2MOX芯块制造201
5.3奥氏体不锈钢包壳管制造205
5.3.1快堆包壳管的质量标准205
5.3.2制造工艺及质量控制209
5.4六角形外套管制造216
5.4.1六角形外套管技术要求216
5.4.2六角形外套管制造工艺217
5.5燃料组件部件制造218
5.5.1丝材的制造218
5.5.2组件头部的制造218
5.5.3管脚组件及螺旋密封的制造219
5.5.4元件棒内芯块压紧弹簧的制造221
5.6燃料棒制造222
5.6.1芯块型燃料棒制造222
5.6.2振动密实型燃料棒的制造223
5.6.3芯块法与振动密实法燃料棒的比较225
5.7燃料组件的组装226
5.7.1燃料棒束组装226
5.7.2燃料组件的组装227
参考文献228
第6章 控制棒组件和其他组件229
6.1控制棒组件设计229
6.1.1引言229
6.1.2设计准则230
6.1.3控制棒组件结构231
6.1.4吸收体棒结构232
6.1.5设计参数选择233
6.2碳化硼233
6.2.1核性能233
6.2.2晶体结构234
6.2.3物理性能235
6.2.4化学性能236
6.3B4C芯块的制造工艺236
6.4B4C芯块辐照性能237
6.4.1硼燃耗237
6.4.2He的产生和释放237
6.4.3B4C芯块肿胀与开裂238
6.5快堆控制棒的发展趋势239
6.5.1吸收体材料的发展趋势239
6.5.2吸收体棒的发展趋势240
6.5.3控制棒组件的发展趋势242
6.6其他堆内组件244
6.6.1中子源组件244
6.6.2转换区组件247
6.6.3反射层组件250
6.6.4屏蔽层组件250
18
kongyanfeng1 发表于 2012-10-2 20:35 | 只看该作者
我国好像“皓”元素超级大国,那是不是各国都有求与我呢?另外蒸汽发生器里的管子我国才会造吗?那核潜艇上用啥呢
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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-10-2 22:06 | 只看该作者
kongyanfeng1 发表于 2012-10-2 20:35
我国好像“皓”元素超级大国,那是不是各国都有求与我呢?另外蒸汽发生器里的管子我国才会造吗?那核潜艇上 ...

锆的情形不是很乐观
                                                                低端制品产量占全球九成 核电用锆仍靠进口                                                           2010年11月24日 07:00   来源:每日经济新闻   李卓
        地壳含量相对不那么稀有的金属锆,也出现在了国家10种稀有金属战略收储的名录之中。  “和其他稀有金属不同,国家对锆的收储主要是针对金属锆产品——‘核级锆’,因为它的用量较小,不受锆矿物储量的影响。”一位锆业权威人士告诉《每日经济新闻》。
  锆之所以被称为稀有金属,是因为其制取工艺复杂,难以被经济提取,而核级锆就是锆的产业链中技术含量最高、生产难度最大的领域。
  “核级锆在国内主要用作发电(核)反应堆的结构材料、铀燃料元件的包壳和军工等领域,具有多方面的不可替代性,是国家重要的战略金属。”上述权威人士表示。
  根据对最新的《核电中长期发展规划(2005~2020)》的估算,到2020年中国的核电运行装机容量有望达到8600万千瓦,届时核级海绵锆的需求总量将在8000吨以上,锆加工市场容量接近100亿元的规模。而据《每日经济新闻》调查了解,尽管中国成为全球核电在建规模最大的国家,但目前国内尚无供应核级海绵锆的企业,核电发展所需的核级锆主要靠从国外配套进口。面对中国未来核电发展的巨大需求,中国核级锆的国产化和收储已经迫在眉睫
核电用锆管几乎全靠进口
  目前世界已探明锆储量排名前三的国家分别为澳大利亚、南非、美国。我国的锆资源储量主要分布在广东、海南、广西、四川、云南。
  “按氧化锆来计算,全球的储量是3800万吨,中国已公布的储量大约为68万吨,居世界第七位。”前述锆业权威人士透露,锆作为一种稀有战略金属,具有优良的抗腐蚀性能和核性能等特性,被广泛用在核工业和军工等领域。
  “国家对核级锆的收储和重视是伴随着近年国家核电发展及国产化的需求而变化的。”上述权威人士感叹说,未来10年中国核级锆的市场容量将远超想象,收储迫在眉睫。
  在“十二五”规划中,新的核电规划对《核电中长期发展规划(2005~2020)》进行了大幅调整,到2020年的核电装机规划将从目前的906.8万千瓦提高到8600万千瓦。由于每建设100万千瓦需要大约30吨的锆材,同时锆材作为易耗材料每年需更新1/3,也就是说,每年新建核电项目和存量核电运转都存在锆材需求。按照每年核电新建装机容量基本一致的假设计算,未来10年核级海绵锆的需求总量将在8000吨以上,未来市场容量接近100亿元。
  “尽管中国成为了全球核电在建规模最大的国家,但目前国内核电站所用锆管进口依赖度依然很高。”业内人士表示,在美、法、俄等国,几乎各大核电运营商都拥有自己的核级海绵锆和锆管厂。资料显示,全球核级海绵锆产能目前大约在10000吨左右;而从国内来看,东方锆业近期投产的1000吨核级海绵锆产能将逐步替代进口份额,但这仅仅还只是一个起步
  有业内人士表示,如果国家不对核极锆进行收储,不对相应公司实行适当的扶持减税政策,那么严重依赖进口的后果将不言而喻,对核电领域将产生严重影响。
中国锆业公司抢滩核电市场
  核电市场的巨大“蛋糕”让中国的锆业公司纷纷摩拳擦掌。
  东方锆业是目前国内唯一的上市锆业公司,前不久重资杀入高附加值的核级海绵锆,以1.2亿元收购朝阳百盛锆钛股份有限公司核级海绵锆的锆资产,解决技术壁垒,并且拟投资5.2亿建设1000吨核级海绵锆生产线,抢滩核电大市场。
  业内人士对记者解释,在核电站中,核燃料棒的包壳锆管是采用优质的锆合金材料制造的,而核级海绵锆就是制造核级锆合金材料的主要原料。
  东方锆业收购的朝阳百盛是国内目前最大的海绵锆和第二大海绵钛生产企业,拥有目前国内已经建成的唯一一条核级海绵锆生产线。
  中信建投有色分析师张芳对《每日经济新闻》分析表示,东方锆业所生产的产品主要想替代进口,其中复合氧化锆项目基本已经建成,开始释放产量;而做核级锆的计划也适应了核电国产化的趋势,收购朝阳百盛将有利于公司核级锆业务的产业化发展,项目前景向好。
  东方锆业半年报显示,上半年净利增八成,公司预计2010年度归属于上市公司股东的净利润比上年同期增长30%~50%。
  英大证券发布的研究报告也认为,核电建设加速及国产化进程渐行渐近提升对核级锆的长期需求,东方锆业等公司存在投资机会。
  但业内人士也对记者强调,从海绵锆到核级锆材制造难度非常高,对技术要求很高,掌握技术要耗费较长时间。
  东方锆业董事长陈潮钿曾经表示,收购了朝阳百盛,能够生产核级锆对公司来说仅仅是个开始,真正圆梦恐怕还要再走10年。
  事实上,中国从上世纪50年代起就已开始生产核级锆,但至今一直未能实现产业化。通过近些年不断的技术引进吸收和创新,中国也拥有了自主研发和生产核级锆的科研实力。2009年,国核宝钛锆业公司在西安建设了我国首个国家核级锆材研发与检测中心暨国核锆业核级锆材生产线,预计2012年6月前一期项目建成投产。目前国核宝钛的锆管产能约为100吨,未来国核宝钛预期达产的规模在1000吨左右。
  《每日经济新闻》从业内人士处最新获悉,国核宝钛同时在南通建设了4000吨核级海绵锆生产线,预计2011年底一期项目建成投产。此外,江西晶安完成了国家“863”引导项目以后,也开始了核级锆的建设项目。
  抢滩中国核电市场的不仅是东方锆业、国核宝钛,嘉宝集团也开始涉足当前最热的核级锆材。据该集团11月8日晚间发布的公告称,近日,公司参股23.37%的企业上海高泰稀贵金属股份有限公司与目前世界最大的核级锆合金管材供应商欧洲锆业公司签订协议,双方拟设立合资公司。该合资公司名暂定为中核阿海珐(上海)锆合金管材有限公司,注册资本1.5亿元,高泰公司与欧洲锆业公司均出资7500万元,各占50%股权。
锆产业链仍待升级
  “储量占比不到世界2%的中国,生产着世界90%的氯氧化锆。”业内人士告诉记者,虽然目前中国核电用的国产核级海绵锆紧缺,但在传统锆制品生产上却占据着强大的生产力和国际市场。由于投资成本、运营成本太高,污染严重,欧美等国近年逐步放弃了传统锆制品的生产,产能逐渐转移到劳动力成本相对较低的中国。目前,中国氯氧化锆的年产量在9万吨以上。“但在技术含量较高的产品,如复合氧化锆、氧化锆结构陶瓷、金属锆制品方面,我国的竞争能力依然较弱,部分市场所需产品需要从国外进口。”
  除了核电、军工,锆及其制品还广泛应用于电子、陶瓷、玻璃、石化、建材、医药、纺织、航空、核能、机械以及日用品等行业,是关系国计民生的重要材料。
  “正因为如此,近年来,除了对核级锆的收储开始重视以外,国家在其他锆制品的出口调控上也频出重拳。”业内人士表示。
  相关资料显示:2004年1月1日至2007年6月30日,硅酸锆和氯氧化锆的出口退税率为13%,二氧化锆和复合氧化锆的出口退税率为5%。2007年6月19日,财政部、国家税务总局颁布《关于调低部分商品出口退税率的通知》,自2007年7月1日起,将“氯氧化锆”的出口退税率由13%下调为5%,并取消了二氧化锆和复合氧化锆的出口退税率。而在此前,氧化锆结构陶瓷的出口退税率也由13%下调为8%。
  由于中国本身锆储量不高,并且品质不是特别好,目前中国公司传统锆制品的生产原料锆英砂多数从澳大利亚、南非等国外进口,依赖度很高。
  张芳对《每日经济新闻》介绍说,除核级锆有较高的技术壁垒以外,我国传统锆制品的生产能力突出,并且其低端市场准入门槛不高,近年来国内企业加大了对传统锆制品特别是氯氧化锆的投资,使原本就已存在的产能过剩问题加剧,导致竞争非常激烈,企业利润率偏低,对行业的长远健康发展造成了不利影响。据了解,原来一些每吨售价3万多元的锆制品已经因为竞争而把价格压到了每吨1万元左右。
  “受制于严重依赖进口的原材料格局,加上近期国际锆英砂价格波动较明显,一定程度增加了锆行业整体的风险。国家未来政策一定会向深加工产品倾斜。”张芳认为。
编后
  不论是镓、锗,还是铟、锆,在这些珍贵性堪比黄金的稀有金属中,中国要么是储量独占鳌头,要么是相关产品产量居世界前列,然而,由于产业链和技术方面的原因,我国在多数情况下充当了初级的原料供应商角色,只能廉价地出口资源,更可悲的是还需从其他国家手里再买回经过深加工的高端产品。
  《每日经济新闻》刊发这组中国稀缺战略资源调查报道,目的在于以媒体的视角,让这样的局面引起公众更大关注,并最终有助于促成相关产业全面升级。今天,我们的系列调查已经结束,但我们对稀缺战略资源的关注不会结束,仍将继续聚焦中国从一个资源大国向产业大国的转型全过程,并为读者奉上更多更好的报道。
关键词
  锆 银灰色金属元素,质硬,熔点高,耐腐蚀。常用来制作合金、闪光粉等,也用作真空中的除气剂。紧密压制的纯锆用作核反应堆的铀棒外套。锆在自然界中与铪共生,恰似一对孪生兄弟,各自没有单独存在的矿体。由于核极锆必须实现锆铪分离,技术难度非常大。

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 楼主| 暴力英雄 发表于 2012-10-3 21:41 | 只看该作者
中核集团2011成功研制核电站全自动数控装卸料机
http://www.cnnc.com.cn/publish/portal0/tab423/info55382.htm
      “全自动数控装卸料机对燃料组件的操作高效、灵活、准确、安全可靠,满足设计要求,技术上是成熟可靠的,满足核电站燃料组件装卸和操作要求,具备了为二代改进型和三代核电站供货的条件。”7月26日在西安召开的全自动数控装卸料机产品及成果鉴定会上,叶奇蓁院士代表评审组宣布了令人振奋的鉴定结果。至此,中核集团重点工程项目——我国首台具有完全自主知识产权的核电站装卸料机诞生,从而彻底改变了我国核电站百万千瓦装卸料机控制部分依赖国外的局面,开辟了一条自主设计、自主制造、自主供货的新路。        装卸料机是核电站燃料操作与贮存(PMC)系统的关键设备,通过与燃料转运装置的配合,完成反应堆核燃料组件装料和换料。此前,国内在建核电站的装卸料机控制部分都是由国外公司供货,不但设备价格昂贵,而且在核电站换料期间需要从国外聘请相关工程师来进行技术服务,高昂的设备费用和服务费用大大增加了核电站建造和运行的成本。在此情况下,中核集团全力投入装卸料机的自主研发、设计及制造,不断推进我国核电设备的国产化进程。
       2009年,中核集团依托在建方家山核电项目,组成了以中国核电工程有限公司为技术开发单位,西安核设备有限公司为装卸料机的机械加工、焊接、组装、调试单位,中核东方控制系统工程有限公司为控制系统集成单位的战略合作联盟。中国核电工程有限公司经过开发研究,设计开发出了核电站装卸料机和燃料转运装置数字控制系统。西安核设备有限公司接到任务后,仅用了5个月时间就新建了1800平方米的实验厂房、实验水池及台架。在研制过程中,精心组织、周密部署,积极调配焊接、精密机械加工等生产资源,采取多种有力措施,突破各项技术关键,严格保证了设备的质量和进度,2010年5月完成了机电一体化的安装,6月完成了机电一体化的调试,11月16日,通过了业内专家的中期评审。
       全自动数控装卸料机研制成果将应用于目前在建的方家山核电站的燃料操作和贮存系统。此项目的研发符合国家核电设备国产化产业政策,具有良好的工程产业化应用前景,对我国核电事业设备国产化持续发展起到了积极作用。

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