板式换热器在研究堆重水系统中的应用

重水换热器是目前正在建造的两座研究堆中重水冷却系统的重要设备.对两座研究堆中的重水换热器在选型及设计方面进行了优化,通过对比可看出,板式换热器较套管式换热器在安全性和经济性等方面更具优越性.板式换热器在重水系统中的应用对研究堆的设计具有一定的参考价值.     

几个核电站堆型组合体系的燃料利用特性比较

本文提出一个核电战略分析的解析模型,对轻水堆—快堆、重水堆—快堆、重水堆—重水堆(钍自持)三种堆型组合体系作了比较,认为重水堆—快堆组合是理想的,轻水堆—快堆组合是可行的,重水堆—重水堆(钍自持)是不可取的。     

重水堆技术优势及发展设想

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

钍燃料重水堆堆芯特性研究

现有的CANDU重水堆(简称"重水堆")以天然铀作为燃料,但重水堆由于其独特的堆芯设计,具有较好的燃料灵活性,还可以烧低浓铀、回收铀和钍等燃料。研究现有重水堆改烧钍燃料后对堆芯特性和运行安全的潜在影响。使用DRAGON程序建立了重水堆的无限栅元模型,研究比较了钍燃料和天然铀燃料的重要堆芯特性参数。结果表明,尽管2种燃料下的堆芯特性有所差异,但钍燃料利用实际上有助于提升重水堆的运行安全。     

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。     

重水堆氘氧爆炸性气体的产生与消除的一些计算方法

本文探讨了重水堆重水辐照分解所产生的氘氧爆炸性气体处理过程的一些计算方法,综合了部分重水堆爆炸性气体产率的数据,得出了氦气循环流量、氦气中重水蒸汽饱和含量、重水循环流量的计算方法以及氦气与重水平衡过程各参数间的关系式。这些计算方法可供重水堆氦气回路设计计算的参考。     

研究性重水堆中毒碘坑的分析

本文分析了中国科学院的研究性重水堆运行初期两次中毒碘坑实验值与理论值相差悬殊的原因。针对这些原因,在进一步的工作中考虑了重水堆的以下一些具体特点,因而得到理论与实验较为满意的符合:1.反应堆内控制棒栅的位置将影响自动调节律的效率;2.重水堆内光中子源的变化对测量反应性有影响;3.石墨层温度变化对自动调节棒电离室电流的影响;4.反应堆内中子通量分布不均匀,理论计算必须考虑这一影响。     

ACR-700核电厂小破口失水事故分析

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.     

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

配接MIC-80微机的液体闪烁测量系统中样品化学发光的检测及该系统程序中一些问题的考虑

一、样品化学发光的估算 与淬灭现象相反,样品化学发光在液闪测量中会导致假计数。为此,在每次建立新的样品制备方法之后都需估计该方法是否会导致化学发光,若有,还要估计它对测量结果影响的程度。已有多种检测化学发光的方法报道,但大多有各自的缺点:用不含放射性的对照样品的方法则比较费时间:用双重外标准源道比法需专门绘制一条标准曲线且在淬灭严重时检测有困难;用延迟符合的技术则需要增加电子学线路。在我们的配接了MIC-80微机的YSJ型液闪仪上,当进行化学发光检测时,仪器会自动给出样品化学发光的估算值nc。若nc=0,则可肯定样品无化学发光或者说化学发光对测量结果无影响;若nc≠0,则提示我们,该样品可能有化学发光存     

核电厂设计中的工效学—兼评三哩岛与切尔诺贝利事故

本文从人因工程学及一般人机系统工效学的理论，对三哩岛及切尔诺贝利核事故中违反工效学设计准则的一些原因进行了分析，并介绍了以前核电厂设计，运行，管理中存在的有关工效学与人因工程学中存在的问题，的最后综合叙述了核电厂人机系统设计中的工效学准则，以及对改善人员可靠性设计中提出的几点建议。     

北京市辐射安全监管实践与思考

为促进我国核科学技术事业的健康发展,更好地保护公众健康和防止环境污染。结合北京市近年来的辐射安全监管实践,在推广北京市管理经验的同时,借鉴其他省份的监管经验,分析当前管理中的问题,提出了进一步完善北京市辐射安全管理的建议。     

江苏省核技术应用项目环境影响评价管理现状及对策探讨

近几年,随着核与辐射安全监管工作的不断深入,江苏省核技术应用项目环境影响评价工作取得了很大进展,但管理中也存在一些问题与不足。本文通过介绍江苏省核技术应用项目环境影响评价管理现状,对存在问题及相关对策进行了分析和探讨。     

制定我国新辐射防护规定中值得研究的几个问题

本文描述了制定新辐射防护规定时值得研究的几个问题。１．明确规定人为活动引起的天然辐射照射的控制要求，包括地下矿山和矿物提取工业的职业照射，喷气飞机机组人员的职业照射，以及居室中氡的照射。２．明确和加强当前辐射防护工作需要解决问题的内容，包括流出物的控制，下水道中放射性物质的控制和监测。讨论了应用ＢＳＳ豁免标准时的某些问题。３．吸取国际辐射防护的新经验，其中特别是ＩＣＲＰ的推荐书和ＩＡＥＡ的标准和导     

高压输变电工程环境影响报告中几个值得商榷的问题

本文介绍了高压输变电工程的环境影响和防护标准,讨论了我国在高压输变电工程环境影响评价中存在的一些问题,尤其是对防护标准的理解和使用的问题,并指出这些问题可能导致出非预期的负面结果。     

裂变径迹长度标准化研究进展

本文叙述了裂变径迹热历史研究中裂变径迹长度测量标准化的必要性,总结了影响长度测量的各种因素和解决方法,以及锆石的蚀刻程序及长度标准样品的提出,并进行了初步的实验研究。     

个人剂量计的校准技术和质量控制

校准技术和质量控制是保证热释光剂量测量满足各种技术标准要求的重要内容,本文探讨了贯彻实施有关标准,规程时应注意的若干问题。     

江苏省辐射安全管理的实践与思考

总结了江苏省近两年来的辐射安全管理的实践,分析目前辐射安全管理中存在的问题,提出推广江苏的管理经验,加强辐射安全管理的措施。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题