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2.燃料循环研究与开发(FCR&D)
正在进行的10个FCR&D项目中:3个是研究能承受高温和高辐射剂量的合金;2个是锕系元素的基础研究;4个是研究轻水堆(LWR)或快堆的先进燃料;1个是针对后段燃料循环,研究分离方法,改进乏燃料的废物管理。
2012年美国与韩国完成一个合作研究工作,即深入研究增强耐辐射能力的奥氏体不锈钢的微观结构,并评估由此产生的性能。该研究小组应用等通道转角挤压(ECAP)技术改变化学特性和细化氧化物纳米粒子的大小和分布。与大颗粒钢相比,纳米颗粒钢除了具有很好的耐氦、氪和铁离子辐照能力之外,还保持了高强度和适中的延展性。
第二个项目组也在研究纳米粒子强化钢。研究人员用两种先进的材料加工技术生产纳米结构的铁素体合金(NFA)和铁素体/马氏体(F/M)双相钢。在2012财年中,他们对两种氧化物弥散强化(ODS)的9Cr合金进行了热处理和性能检测。研究结果发现,增加NFA合金中的碳含量不能提高合金的断裂韧性。部分相变热处理增加了一种合金的强度和均匀延伸率,而热退火改善了合金的断裂韧性,受控热轧对合金的改善效果更加显著。
第三项合作正在开发先进的ODS和F/M钢并确定其性能、研究这些钢在钠中的腐蚀效应,并检验ODS钢的辐照行为。他们正利用若干辐照计划,以制备一些供辐照后分析的材料,并收集建模用的数据。团队成员已经获得三种ODS合金的福照后样快,正在共享测试数据,并在进行ODS合金在铅和铅-铋中的长期腐蚀试验。
为了增进对锕系元素的基本理解,一个项目团队正在研究新的主要和次要锕系元素的重要实验数据,包括裂变碎片质量分布以及随入射中子能量变化的瞬发中子发射情况。在2012财年中,研究人员测量了入射中子能量从1MeV到200MeV的235U和239Pu的中子诱发裂变的瞬发中子发射谱。他们用洛斯阿拉莫斯国家实验室模型对入射中子能量在1~8MeV的实验数据进行了分析,并用实验测量238U随入射中子能量变化的裂变碎片质量产量。
另一个项目组正在详细研究两个不同的中子探测器的特性,以测量瞬发裂变中子谱:传统的NE213探测器和对三联苯闪烁体探测器。在2012财年期间,欧洲原子能共同体的研究小组研究了对三联苯闪烁体探测器的性能,并准备将它用于调查能量范围高达10MeV的裂变中子谱。美国研究人员用NE213探测器测量了能量范围高达20MeV的不同的对称反应和靶。面临的主要挑战是制备合适的测量探测器效率的锂反应靶。目前已经确定并测试了两个靶。目前的任务主要集中在制备一个背衬为镍的锂靶。
两个项目正在研究先进的轻水堆燃料。一个是针对燃料/靶的制备和性能检测技术问题,进一步理解颗粒燃料技术。在2012财年中,项目团队完成了初步的压制和烧结研究,测量了多孔二氧化铀(UO2)颗粒的孔隙率。低密度颗粒的微观结构薄弱,因此非常适合作为轻水堆燃料芯块制造中的UO2粉末的替代品。
第二个项目是支持引入全陶瓷微型密封(FullyCeramicMicro-encapsulated,FCM)燃料。这种燃料被认为具有强的耐事故性能。项目团队已确立了燃料组件概念,并通过兼容性分析确定了可行性。研究人员已用设计基准事故及超设计基准事故分析手段对燃料增强的耐事故能力进行了验证,并已研制和辐照了燃料样品。目前开始对其测试和分析。
其他两个燃料项目正在检验快堆燃料。一个团队铸造了几个公斤级的合金,用以在研究钠冷快堆的金属燃料棒制造过程中最大限度地减少损失和废物流的方法。最有前途的样品将与三元合金进行比较。团队成员也已开始制造包覆样品,这些样品将在2012财年设计与制造的实验室规模的铸造系统中进行测试。
第二个快堆燃料项目旨在更好地了解快中子谱条件下的次锕系元素嬗变燃料的行为特征,例如先进混合氧化物燃料、先进金属合金燃料、惰性基质燃料和其他陶瓷燃料。在2012财年中,研究人员致力于开发高空间分辨率的仪器,这将有助于确定燃料的导热性和机械性能。他们采用聚焦离子束(FIB)并结合计算建模和仿真,对辐照燃料样品进行电子背散射衍射(EBSD)研究。美国研究组成员克服了重大挑战将FIB制备的样品运输到德国超铀元素研究所,支持对辐照碳化硅的联合检测。
最后一个FCR&D合作项目是设计电化学技术方法,回收乏燃料棒中的锆,使废物管理更有效。在2012财年中,研究人员对熔盐进行实验测量,目的是提供关键的建模参数。这些参数将被用于建立铀-锆电解精炼的三维动力学模型。该项目团队还开发了一个共沉积计算模型,用以在竞争电沉积的基础上研究电解锆回收系统。为了验证计算模型,研究人员分别在一个静态室和一个旋转滚筒室中开展了铜和镍的沉积实验。
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2022年10月12日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)基础建设中心负责人GennadySakharov表示,Brest-300铅冷快堆项目建设进度比计划提前7个月。Brest-300铅冷快堆位于西伯利亚化学工厂(SCC)厂址,是实验示范能源综合体(ODEK)计划的一部分。该综合体同时又是“突破”项目的一部分。突破项目旨在实现闭
【据俄罗斯国家原子能集团公司网站2022年4月22日报道】2022年4月19日-22日,国际原子能机构(IAEA)在维也纳举行了关于快堆及相关燃料循环的国际会议。俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)的代表以在线形式提交了报告。俄罗斯“突破”项目负责人佩尔舒科夫表示,俄原集团计划开发由快堆和VVER反应堆两
2022年1月14日,俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂表示,俄罗斯计划2035年在该核电厂建成一座BN-1200快堆,这将是第五台机组。俄罗斯计划在别洛雅尔斯克4号机组附近建设这座快堆,此前在安装4号机组辅助设施和通信设备时已考虑到建设5号机组的需求。别洛雅尔斯克核电厂现有四座反应堆:1号反应堆和2号反应堆已
2021年12月28日,俄罗斯别洛雅尔斯基(Beloyarsk)核电厂总经理IvanSidorov表示,BN-800快堆有望在2022年完全使用铀钚混合氧化物燃料。据介绍,2021年,别洛雅尔斯基1、2号机组的退役工作仍在继续,3号机组(BN-600)发电量超过预期。该核电厂于1964年投运,目前有3、4号机组在运,是世界上规模最大的
印度国务部长吉滕德拉辛格表示,正在泰米尔纳德邦卡尔帕卡姆建设的原型快堆(PFBR)目前正处于“综合调试阶段”,计划于2022年10月建成。
2021年3月3日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)表示,该公司已确定将在Elemash机械制造工厂为中国CFR-600快堆制造所需核燃料。目前,试验燃料棒束已在该工厂内制造完成。
2021年3月2日,俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)发布声明称,该公司已基于铀钚氮化物燃料为Brest-OD-300快堆开发了一种新型燃料棒设计。Rosatom将在西伯利亚化工厂的试点示范能源综合设施进行新型燃料棒的商业制造。目前,该设施仍在建设之中,Rosatom并未透露将于何时完工,以及Brest-OD-300快堆具体
北极星垃圾发电网获悉,12月7日,福建南平市光泽县城乡废弃物综合处置项目(一期)设计施工总承包(EPC)招标,本项目估算或投资概算7969.9100万元,项目设计日处理生活垃圾200吨,采用现代化新型的垃圾焚烧热处理技术,处理线的配置为2条100t/d的垃圾焚烧热处理线,同时配套烟气净化处理系统。公告如
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对于一个热干化系统,它的耗热量qgh可以按照如下公式进行估算:在此情况下,若干化机每小时将1000kg含水率80%的污泥降低至333.33kg含水率40%的污泥,若干化机的热效率为80%,则该干化机的耗热量是2163.30MJ/h。假设蒸汽的热量为2700MJ/t,则该干化机的耗蒸汽量约合0.80吨/吨湿污泥。依旧是上述污泥,若
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2017年4月20日18时35分,中国能建西北电建参建的山西西山煤电山西古交三期扩建项目(2times;660MW)超超临界5号机组C标段锅炉水压试验一次成功,工程一次汽系统超压试验43.2兆帕,水压试验期间现场安装焊口无一泄露,经受住了实践的检验。这一成绩的取得离不开背后的配角mdash;mdash;中国能建西北电建山
中国能建西北电建山西古交项目部热处理班成立于2016年3月,现有成员17名,专科以上学历5人,高级工4人,中级工9人,平均年龄不到30岁。2016年5月在,古交热处理班组严格按照中国能建、西北电建创建安全管理标准化班组细则实施管理,敢于挑战技术难题,确保热处理工艺质量,2017年2月16日获评中国能建2016
近日,以绿色、精密、智能热处理为主题的第十一届中国热处理活动周在兰州隆重举行,会议由中国机械工程学会热处理分会主办。南高齿作为热处理学会理事单位参加了本次会议。会议期间,公司通过一致评选,被授予热处理技术创新示范基地(高速重载齿轮)称号。中国工程院赵振业院士给获得示范基地称号的企
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当地时间3月21日,首届核能峰会在比利时布鲁塞尔召开,峰会由比利时首相和国际原子能总干事共同发起,来自32个国家的国家元首、政府首脑或高级代表签署了《核能宣言》,共同承诺充分发挥核能发展潜力,全球核能迎来“新纪元”。会上,各方分别阐释了各自核能发展政策,对全球核能未来发展提出了乐观的
2月28日20时50分,历时1小时23分,徐大堡核电站1号机组核岛反应堆厂房CA04模块吊装就位,为后续反应堆施工创造了前提条件。CA04模块呈正八边形形状,吊装总重量约为30吨。该模块主要起支撑反应堆压力容器的作用。为确保CA04模块顺利吊装,辽宁核电强化“整体·协同”,积极组织各参建单位开展春节后收
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2023年10月20日10时,田湾核电站7号机组反应堆厂房首台主泵泵壳开始引入反应堆厂房,标志着7号机组主设备的引入和安装工作取得阶段性胜利。7号机组反应堆厂房一回路共有四个环路,每个环路均配备一台主泵,本次吊装引入的是三环主泵泵壳,泵壳本体重约32t,最大外径约4245mm、高度约3463mm。主泵为反应
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近日,国际原子能机构(IAEA)发布了《世界核电反应堆(2023年版)》报告,截至2022年12月31日,世界32个国家在运核电机组共计411台,装机容量371.0GW。世界18个国家在建核电机组共计58台,装机容量为59.3GW。来源:“国家能源科技资源中心”公众号《世界核电反应堆(2023年版)》封面世界32国在运核电
9月21日11时48分,海南核电“玲龙一号”全球首堆环吊85T钩头完成全部载荷试验,满足可用条件。在工程建安阶段,环吊主要用于各类大型设备吊装,包括反应堆集成式堆顶、堆内构件、假顶盖、螺栓拉伸机等。此次载荷试验的成功,为后续设备的引入奠定了坚实的基础。
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