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本文叙述了在更换研究性重水反应堆内壳中的辐射防护方法、辐射监测与评价。所采取的辐射安全管理和辐射防护措施有效地保证了工作人员、工作场所及周围环境的安全。更换内壳所用集体剂量当量为23.37人·雷姆,其中外照射为22.4人·雷姆,它主要来自~(60)Co 的贡献。氚所产生的集体剂量当量为0.97人·雷姆,其它核素的污染均小于 MPBB的0.15%。 相似文献
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更换内壳是研究性重水堆大修改建工程的主要项目之一。1979年6月5日,将反应堆旧内壳安全吊出并放入埋藏并密封存放,同年12月28月,将新内壳就位,1980年4月,新内壳安装完毕,完成了反应堆内壳的更换工作。 相似文献
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研究性重水反应堆1958年投入运行,1978年11月停堆进行改建。1980年6月重新启动,10月开始运行。 重水堆原使用2%~(235)U的金属铀作为燃料元件,额定功率7兆瓦,加强功率10兆瓦,最大热中子通量1.2×10~(14)中子/厘米~2·秒。 相似文献
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本文是关于苏联援助我国建立的实验性重水反应堆的一个物理计算。由于计算的时间早在1955年末至1956年初,所见文中根据的某些结构数据与后来的实际情况不尽符合。本文中工作进行的时候,苏联同志已经完成了这个堆的设计。本文也是在苏联学者加拉宁(А.Д.Галанин)博士的指导下进行的。 文中计算了反应堆栅格的特性、燃料中同位素成分随着堆工作时间的变化、反应堆中反应性的变化和控制以及反应堆的临界大小等方面。计算中所采用的系统基本上是加拉宁的著作:“热中子核反应堆的理论”中所采用的。 相似文献
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前言 研究性重水反应堆的改建,在堆物理和工程启动期间,对轴向和径向中子通量分布、总流量、流量分配因子、工艺管入口压力等重要参数进行了测量。利用这些参数,以及早些时候完成的临界热负荷试验,采用热管和热点因子分析方法确定堆的最大允许功率Nmax。计算中,规定活性区各点元件表面温度Tw应该低于对应冷却剂的饱和温度Ts,并留有适当的裕度。如用不等式表示这个裕度,则 相似文献
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本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结 相似文献
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原子能研究所重水反应堆HWRR-1于1958年建成并投入使用。經过二十年运行后,反应堆于1978年11月停閉进行改建。在HWRR-1运行期間(1958—1978),主要用于基础研究和同位素生产,也兼作燃料材料的輻照試驗和其它用途。实际上它成为一座多用途研究用堆。在使用期間,不少实驗研究和輻照工作要求改善HWRR-1的技术性能,这包括: 1) 更高的中子通量; 2) 较大的輻照和实驗空間; 3) 中子能譜能够分离以适应各种用途; 4) 较大的过剩反应性。 HWRR-1物理性能的主要不足之处在于:实驗管道的中子通量最大处仅1.2×10~(14)n/cm~2·s,后备反应性也较低(13.2%)。虽然燃料元件出堆最大燃耗已达11650MWD/TU,而无明显肿胀,但由于后备反应性小,出堆燃料元件的平均燃耗只有6000MWD/TU,因而增加了运行費用。 HWRR-1在工程布置上的缺点是沒有重水反射层,除活性区栅格內有9根垂直管道外,其余垂直管道全在石墨反射层,那里中子通量低(2×10~(13)n/cm~2·s),环境温度高(250℃),这些管道的用途受到限制。这样,全堆的有用輻照空間较小,就不能滿足各方面的輻照需求。一座多用途的研究性反应堆常常是重装載的,即装有許多实驗样品、靶料和輻照材料。这既要求反应堆有足够大的实驗空間,还要求有足够多的过剩中子(过剩反应性)。另外,还要求反应堆不同空間具有不同的中子能譜以滿足多种实驗的要求。较高的中子通量是一些要求高輻照强度的实驗所必需的。高中子通量可以縮短实驗輻照时間,可以提高某些实驗的分辨率。正是出于上述考虑,提出了HWRR-1的改建研究。另一方面,經过二十年运行,反应堆的重要部件陆續出現了严重缺陷。如反应堆內壳出現渗漏,燃料管道揷座漏流量高达40%;主热交換器管子4%有严重腐蝕;重水循环泵主叶輪有严重汽蝕,轉子密封套泄漏以及其它等等。这些迹象说明主要部件已接近使用寿期。一般,研究性反应堆設計寿期在二十年左右。这就提出了是关閉反应堆、另建新的反应堆还是改建現有反应堆的問題。經过衡量比较,认为采用改进的途径可以节省大量投资(大約只需新建投资的十分之一)和縮短时間。是符合我国当前情况的。在已經运行二十年之久的反应堆上进行改建設計,受到許多因素的限制。在几何布置方面,由于混凝土生物防护层和石墨反射层砌体保持不作变动,活性区的最大外径和高度已經限定。在冷却和散热能力方面,由于冷却回路是在原有基础上挖掘潜力,反应堆热功率提高的幅度有限。另外,考虑到实施时的强放射性,設計应尽可能使拆卸安装易于进行。提高研究性反应堆的技术性能可从物理和热工二个方面着手考虑。 相似文献
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《原子能科学技术》1959,(1)
本文叙述了中国科学院原子能研究所的重水反应堆启动时所作的临界试验。曾作了两类临界试验:一类与理想情形尽量接近;另一类则与实际运行情况相一致。此外还作了带“热坑”的临界试验。实验结果与理论计算在5%的误差范围内相符合,由此证实了理论计算的正确性。 根据实验结果确定,在正常水位下32根工艺管道达到临界状态,此时临界质量约为4公斤U~(235)。 测定了在工作条件下七根补偿棒的总补偿能力~0.165,安全棒的总效率~0.037,还测定了中子密度的径向非均匀系数K_r=1.38,轴向非均匀系数K_x=1.39,整个活性区体的非均匀系数K_V=1.9当温度为20°—40℃时,△K/△t=-3.3×10~4/℃。 相似文献
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研究性重水反应堆防护组 《辐射防护》1981,(5)
本文详细介绍了重水堆运行时~(41)Ar 的来源和其排放率的研究结果。为监督排出~(41)Ar 对环境的影响,反应堆厂房内设有监测系统,以测量烟囱和工艺房间空气中的放射性气体。从烟囱取出的空气样可连续通过用~(41)Ar 进行标定的电离室。最后指出了降低~(41)Ar 排放量的途径。 相似文献
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