5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。     

水中溶解氙气与氩气的分离方法研究

氙气作为核动力反应堆一种非常重要的裂变产物,可根据一回路循环水中溶解氙气的含量对核燃料棒的泄漏进行检测,但氙气中大量的氩气会严重影响质谱法准确测定稳定氙气含量。对纯氩气和纯氙气分别在不锈钢低温冷阱和活性炭低温冷阱上的的吸附及释放性能进行了研究,以实际水样为例,用不锈钢低温冷阱对溶解氙气中的氩气进行了分离,并对水中溶解氙气含量进行了测定。结果表明,不锈钢冷阱分离氙气中大量的氩气更完全高效,不锈钢冷阱分离氩气的最佳温度为60 K,含有氩气和氙气的实际样品采用低温冷阱循环冷冻-释放-冷冻的方法可更加充分释放其中的氩气,此方法对氩气的分离率达99%以上,可以保证水样中溶解氙气含量的准确测定,其测试结果精度达到0.048%。     

氟硼酸根离子选择电极的应用(Ⅲ) 反应堆模拟冷却水中硼的快速测定

已有人介绍了应用离子选择电极法测定反应堆冷却水中硼的几种方法:(1)以pBO_3~(3-)电极测定,但目前国内外尚未研制成功此电极;(2)基于H_3BO_3或BO_3~(3-)与一种多羟基醇反应生成强酸,以pH电极测定;(3)以pBF_4~-电极测定,最近在国外刚刚用于分析反应堆冷却水,但先要用氢氟酸将硼氟化为BF_4~-离子,继而调节氟化后溶液的pH值及离子强度再行测定,手续比较麻烦。     

压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电...     

反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物的分离和测定

本文介绍了用离子交换法分离和测定反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物。被分离的主要核素是:~(59)Fe、~(58,60)Co、~(54,56)Mn、~(51)Cr、~(65)Zn、~(64)Cu、~(24)Na等。该方法的原理是利用各核素在树脂上的交换势不同和某些络合剂在一定pH下和核素的络合能力的差异来达到阳柱上组分离。然后,再用在不同浓度盐酸介质中各核素形成阴离子的能力的不同,通过阴柱分离,达到单个核素分离。方法回收率为83—95%,精度为1.6—6.0%。 用此方法对实际水样中的活化腐蚀产物进行分离和测定,结果是满意的。     

自动电位滴定法精密测定小量铀

针对反应堆乏燃料溶解液和铀产品溶液的高放射性水平，在钼催化硫酸亚铁还原/重铬酸钾氧化电位滴定法精密测定铀的基础上，从取样量和自动化两方面入手，以降低用自动电位滴定法精密测定小量铀对分析人员的放射性危害。研究结果表明，采用自动电位滴定仪，在取铀量为10mg时，测定精密度优于0.06%，通过校正，可使结果更加准确可靠。该方法可有效降低放射性对分析人员的危害，同时又满足了反应堆乏燃料溶解液和铀产品溶液精密测定铀的准确度要求。     

便携式氢表在核电站中的应用

核电站功率运行期间和换料大修前,需监测反应堆冷却剂系统的氢含量。本文介绍了用ORBISPHERE3654型便携式氢表快速测量反应堆冷却剂中氢含量的实验过程及便携式氢表在宁德核电站的应用情况。结果表明,便携式氢表能快速准确地测量RCP中的氢含量,测量的最佳水流量为270~310 m L/min。     

日本敦贺核电站反应堆冷却水外漏

【据国际互联网 1999年 7月 14日报道】　日本福井县的敦贺核电站 2号机组于 7月 13日发生反应堆冷却水意外泄漏。调查结果表明在 L型管线上发现一个长 8厘米、宽 0 .0 2厘米的裂缝 ,裂缝原因正在调查中。当局表示 ,发现冷却水外漏时 ,工作人员立刻以人工方式停堆 ,并没有造成辐射物质外漏。发生冷却水外漏的反应堆是于 1987年开始运行的 ,三年前也曾发生过冷却水外漏 ,当时认为是管线施工不良造成 ,更换了部份管线 ,不过这次发生意外的管线 ,因为施工方法不同而没有更换。日本原计划兴建全球规模最大的 3、4号反应堆 ,由于这次意外可能让…     

分光光度法测定飞来峡水库水中的铀、钍

用Fe(OH)2共沉淀淡水样中的铀和钍,经硝酸溶解后,用^235N－环己烷萃取铀钍,在盐酸介质中分光光度法分别测定飞来峡水库水样铀、钍的含量。结果表明,铀、钍的回收率稳定在80％以上,方法稳定可靠;飞来峡水利枢纽建成后库区水体中铀、钍的含量维持在以前的水平。     

高温高压回路加氢试验

一、前言 目前,国外绝大多数压水堆,一回路载热剂水都带氢运行。因此回路系统设置相应的加氢系统,用高压或低压加氢方式,保证水中氢含量维持在水质指标范围内。 压水堆运行期间,由于一回路水有泄漏,氢浓度将随运行时间逐渐降低,为控制一回路水中氢浓度,需了解氢损失的规律。据现有文献报道,仅有希平港反应堆上试验和测定了主冷却剂水中的氢分布和泄漏速率。故进行堆外回路试验研究之。     

铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正

反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标，也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法，着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素，并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。     

冷中子源中氢系统的纵深防御设计

反应堆冷中子源装置的安全性包括核安全、辐射安全和氢安全,其中氢安全是最复杂的一方面.冷中子源氢系统一般采取纵深防御的安全设计方法,即通过多重屏障的技术措施尽可能杜绝氢和空气(氧气)直接接触的可能性.本文详细描述了一座建设中的反应堆冷中子源氢系统的纵深防御安全设计特点,这种安全设计可以确保冷中子源的氢安全性.     

当地居民要求取消伊方核电厂“钚热利用计划”

【日本《共同通信》2004年5月6日报道】 2004年5月6日,福井县原子能安全对策课发布消息称,在对关西电力公司大饭核电厂3号机组(位于福井县大饭町,为1180 MW的压水堆)进行的定期检修中发现,该机组的反应堆容器顶盖管道附着有硼酸,这表明该管道的一回路冷却水发生了泄漏。硼酸具有能吸收中子、调节反应堆功率的特性,所以一回路冷却水中含有硼酸。如果管道设备焊接部位附近出现了裂纹,就能在该处发现附着的硼酸,这是微量泄漏的冷却水蒸发后形成的。反应堆容器顶盖发生泄漏在日本尚属首次。据说本次泄漏并没有对外部环境造成放射性影响。国外曾…     

日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏

【国际原子能机构《报刊文摘》 1 999年第 1 6 4期报道】　日本核循环开发研究所说 ,日本普贤的一座先进热转换堆从给水泵泄漏出约 50 0升放射性冷却水。然而研究所官员说 ,冷却水没有逸出这台泵所在的汽轮机大厅 ,冷却水的放射性水平低到探测不出来。在确定了这起事故没有对环境造成损害后 ,研究所决定恢复反应堆的运行 ,这座反应堆装机容量为 1 6 5MW。冷却水被认为是在 8月 2 0日晚上 1 0点30分发生泄漏的 ,技术人员正在为恢复运行对反应堆进行调试日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏     

氢在18-8不锈钢中作用的正电子湮灭研究

氢引起材料破坏的问题,长期以来一直是被广泛研究的课题。随着工业,特别是能源工业的发展,诸如在石油开采和精炼过程,核电站反应堆等领域中,其结构材料的破坏与氢密切相关,即使采用奥氏体不锈钢作为抗氢材料,它们的破裂现象也日见增多,这就引起了广泛的注意。与体心立方结构的材料不同,氢在奥氏体不锈钢中,特别是在亚隐奥氏体不诱钢中,除了降低塑性、抗拉强度和造成裂纹外,还诱发马氏体相变。 正电子湮灭技术能显示电子密度和电子动量的变化,用此法对不锈钢的疲劳试验,空位形成能的测定等有     

大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。     

中子活化分析法测定镓样品中杂质元素

样品和标准置于同一铝筒内,在热中子通量为5×10~(13)n·cm~(-2)·s~(-1)的反应堆中辐照50小时。冷却18天后剥去样品的外包铝箔,用王水进行表面去污,制成定形的测量源,先用Cosynus-γ谱仪系统进行仪器分析,测定样品中In、Hg、Zn、Sn和Fe的含量。然后用王水溶解样品,用放化分离β计数法测定Ca的含量。几种镓样品分析结果及分析探测极限见表。     

利用激光直接测定水中痕量铀

本文介绍一个新的仪器方法——使用 UA-3铀分析仪直接测定各类水样中的“痕量”铀。铀的荧光为一个小型氮气激光器辐射所激发。使用 UA-3的分析操作简单而快速。我们在实验基础上制订了一个分析方法。它对存在大量干扰杂质样品的分析,无须预先浓缩或处理。对水溶液的测量范围:从0.05到20ppb 铀,其精密度为±16%。样品分析速度:一个操作者每小时可以分析20个样品。用此方法进行了各种水样的分析,其结果的最大标准偏差为±6.2%。     

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。     

用稀土磁铁除去堆冷却水中的悬浮物

【日本《日刊工业新闻》1983年10月27日报道】日本原子能研究所和石川岛播磨重工业公司共同研制成一种用稀土磁铁除去反应堆冷却水中悬浮物的新型分离器。该分离器具有便宜和省能的优点。与过去使用的电磁