重水堆核电厂压力管泄漏的识别与处理

为兼顾中子经济性,重水堆核电厂在建造时就会严格控制压力管壁厚,这使得压力管成为重水堆核电厂一回路压力边界的薄弱环节.本文从压力管泄漏的现象入手,通过材料力学分析、系统配置和国际同行经验,阐述了如何识别缺陷、定位缺陷以及处理缺陷,深入分析了缺陷可能引发的核安全风险,旨在提醒从业人员高度重视压力管缺陷,科学合理地跟踪和处理...     

研究性重水反应堆改建后的辐射防护评价

本文介绍了研究性重水反应堆改建后在辐射防护设施和管理方面的改进措施;及场所、环境辐射水平、个人剂量和放射性排放物的下降程度。改建后堆功率从10~4kw 增至1.5×10~4kw,而大厅、地下室和走廊的γ辐射水平,分别为改建前的15%、10%、和25%;放射性气溶胶排放量比改建前低1—2个数量级;废水排放量为改建前的25%;工作人员外照射最大年均剂量为年限制剂量当量的3.8%,仅为改建前的10—30%。     

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。     

研究性重水反应堆重水回路去污因子的测定及辐射监测

我国第一座实验性重水反应堆,自1958年投入运行到1978年停堆改建,二十年的运行过程中,大量的磨损物(如~(59)Co)和腐蚀物混入重水回路,在活性区经中子照射后,形成~(60)Co等放射性元素;同时,堆在运行期间曾发生过元件熔烧事故和元件破损事故,致使裂变产物和金属铀进入重水回路。造成回路系统各房间中的γ照射量率很高,因此有必要对回     

研究性重水反应堆断电事故研究

本文总结了研究性重水反应堆断电事故冷却方式研究结果。理论计算和实验测量的各种结果比较,二者符合较好。这表明反应堆额定功率运行时发生断电事故,利用事故泵代替重水泵(1500rpm)进行事故冷却,能够满足要求确保反应堆安全。     

多用途重水研究堆主换热器结构设计

多用途重水研究堆主换热器内,外管间的定位结构采用螺旋分布,以减小流动阻力,外管端部加工成六面体后拼焊成蜂窝结构,使换热器在同等换热面积下外径最小。除按“规则设计”外,对于安全一级的零部件还进行了“分析设计”,以确保主换热器的安全。     

CANDU 6机组重水管理

分析了秦山三期ＣＡＮＤＵ型重水堆重水泄漏、回收和损失的途径,介绍了重水的供应、收集、净化、回收、提浓和监测系统。     

和平堆重水泄漏到二次冷却剂监测系统的改造方案

针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于¹⁶N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能有效判断重水泄漏量等优点,可提升和平堆的安全性。     

反应堆重水系统干燥试验

为彻底干燥反应堆重水系统管道和设备,解决阀门阀体底部蓄水、干燥设备吹扫死角等干燥试验技术难点,采用干空气吹扫与抽真空结合的干燥方法、加热干空气和设备局部加热等措施,通过监测系统出口处空气露点变化和系统整体保真空试验,准确测定并确保了系统干燥程度达到要求.适量重水充入系统后,浓度微降0.02%,说明干燥有效、彻底.     

装卸料机重水泄漏原因及对策研究

重水堆核电站在换料和卸料过程中,装卸料机主要密封处均存在不可避免的重水泄漏。由于装卸料机设计部门未充分考虑密封泄漏重水的收集措施,在核电站运行初期造成重水泄漏损失及增加运行成本。通过对装卸料机重水泄漏原因的细致分析,提出了针对装卸料机密封泄漏重水的收集对策。实践证明,这些重水收集措施可以有效减少装卸料机重水泄漏损失,降低反应堆厂房空气中的氚水平,有利于运行和维修人员工作环境的改善,对节约电站运行成本和提高电站的运行绩效具有重要意义。     

反应堆重水系统管道安装

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤.结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容.     

美国南得克萨斯1号机组发生硼泄漏事故及其影响

【美国《核子周刊》2002年5月1日刊报道】 2003年4月12日,美国南得克萨斯1号机组在停堆换料结束时,工作人员发现反应堆压力容器(RPV)下封头上存在硼酸残留物,但没有发现腐蚀现象发生。这是首次在轻水堆中发现此类现象。南得克萨斯2号机组未发生类似现象。 尽管相关信息尚不完备,但在4月22～23日有关压力容器封头贯穿件(VHP)破裂和RPV封头腐蚀的联合会议上,美国核管会(NRC)、反应堆保障咨询委员会(ACRS)和核工业界代表讨论了有关该发现对RPV封头检查程序的潜在影响。 南部核运营公司(Southern NuclearOperating Co.)检查和测试业…     

红外吸收光谱法测定高浓度重水

本文建立了高浓度重水分析方法,其具有快速、简便、用量少、样品无需处理可直接测定的优点。本方法精密度高,测定浓度为99.80%时,相对标准偏差小于0.001%;在浓度范围为99.92%～99.67%时,线性相关系数R=0.999 9。高浓度重水的红外吸收光谱法已用于研究堆重水监测,能准确快速反映系统的重水浓度,为重水反应堆的安全运行提供重要参数。     

国外六氟化铀泄漏事故调研分析

本文对收集到的共48次国外UF_6泄漏事故,进行了分类统计、原因分析和综合评论。并提出了预防UF_6泄漏事故的措施,供核燃料工业中接触UF_6的生产现场安全防护工作参考。     

重水堆大修期间的核安全要求及管理

主要是从CANDU堆停堆大修期间的核安全管理方面论述CANDU大修期间的核安全要求及依据以及制定这些核安全要求的背景。其内容包括对停堆大修核安全要求这个管理程序的介绍，CANDU堆大修期间存在的核安全风险及应对措施等。     

秦山三期重水堆核电站技术创新实践

文章介绍了秦山第三核电有限公司消化吸收引进技术,坚持改进创新,提升重水堆核电机组综合性能;坚持自主科技攻关,实施汽轮机功率提升改造及深入开拓重水堆技术优势,大力推进重水堆钻-60生产、回收铀和钍资源利用技术开发。通过不断地科技创新和实施技术改造,核电站的安全性和可靠性也不断提高,核电站整体运营水平处于国际先进水平,取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。     

重水堆核电厂应急行动水平的改进

本文介绍的改进是针对秦山第三核电厂于2010年发布的应急初始条件(IC)及应急行动水平(EAL)第三版进行的修订,修订考虑了IAEA有关标准和文件的新变化、美国NRC有关导则的改变以及我国正在开展的核安全导则制定。修订采用了秦山第三核电厂现有ICEAL的应用实践,并考虑了电厂技术文件升版中有关变化。本次修订的重点包括:适用运行模式;安全壳γ辐射水平对应的EAL;辐射水平异常和放射性流出物异常的EAL;核电基地统一考虑自然灾害ICEAL;扩展了有毒或可燃气体、保安事件的ICEAL。     

先进反应堆

【澳大利亚铀信息中心网站2002年6月报道】 目前一些国家正在开发下两代反应堆。第一个(第三代)先进反应堆自1996年起在日本开始运行。更新的先进反应堆具有减少总投资的更先进和更简单的设计。它们的燃料效率更高、固有安全性更好。 近50年来,核动力工业一直在开发和改进反应堆技术,并且为下一代反应堆做准备,以满足预期今后5年可能有的定单。 世界核电约85%是由来自最初为海军用途开发的反应堆产生的。这些反应堆被认为是安全且可靠的,但这些第一代核动力反应堆将被更好的设计方案所取代。北美、日本、欧洲、俄罗斯和南非的反应堆供应商…