重水质谱分析样品的制备

本文叙述了用同位素交换法制备重水质谱分析样品。此法制备的高浓重水样品被用于测定水中氘含量。制样的准确度估计为±0.01%。     

重水中氢氧同位素的质谱分析

用高分辨率质谱计分析了重水中氢与氧的同位素组成；分析了重水的分子组成、质谱中的单电荷离子；利用高分辨率质谱峰相对强度，计算了重水中的氢氧同位素组成。结果表明，高分辨率质谱法分析重水，可同时分析其中的氢同位素和氧同位素，并且用样量小，结果可靠。     

重水生产

重水不但具有良好的慢化中子的能力,而且几乎不吸收中子。这点对于使用天然铀及弱浓集铀的反应堆来说是非常重要的;对于使用高浓集铀的反应堆,这一点仍有其重要意义。因此,各国对重水的生产极为重视。 美国的大型重水厂是萨凡那河工厂,这个厂也     

研究性重水反应堆活性区传热分析

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     

重水堆核电厂运营管理分析

重水管理是重水堆核电厂特有的一项技术管理工作。电厂从调试到运行初期,秦山三厂的重水管理以对重水流动情况的控制为重点,突出日常工作中的跟踪和监管,并保证一定的风险承受能力。为进一步提升重水管理水平,秦山三厂建立了以降低重水损耗为主要目标的重水管理模式,历经多年的努力,除实现了重水管理的程序化和规范化外,重水损耗也大大降低,降低到了电厂运行初期的1/4,设计值的1/8,达到世界重水堆核电厂的先进水平,产生了巨大的经济效益、环境效益和社会效益。文章结合秦山三厂重水品质提升已经取得的实际成效,通过对重水浓度、反应性、平均卸料燃耗的计算,分析得出提升慢化剂重水品质可以节省大量的燃料费用。文章以多年的实践总结、理论计算为基础,对慢化剂重水升级塔提纯存在的问题及解决方式做了详细的分析,对于影响冷却剂浓度的相关因素也做了初步探讨,展望了今后秦山三厂重水管理工作的重点及改进方向。     

重水回路去污

为了配合重水堆的改建,从1979年2月28日开始,对重水堆一回路进行了连续17天的化学去污。这是建堆以来的第一次去污。去污程序由磷铬酸和酸性高锰酸钾-草酸两组溶液组成。其中酸性高锰酸钾是第一次用于反应堆去污,其它试剂在一些反应堆去污时使用过。经过这两组溶液反复交替浸泡,大大降低了回路的辐射场强度,使回路的改建和维修得以顺利进行。     

先进重水堆Th-U循环燃料成本分析

通过将铀基压水堆平准化成本计算的9因子模型改进为Th-U循环的12因子模型,对先进CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th-U燃料循环方式进行成本计算及灵敏度分析。结果表明,影响Th-U循环燃料成本的决定性因素是天然铀价格、尾料富集度和前置时间。     

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。     

重水运输容器货包自由下落分析

本文采用ANSYS有限元程序,对重水运输容器货包进行了自由下落分析,计算模型包括3种下落方式:水平下落、垂直下落和倾斜下落.根据ASME规范NB分卷进行了应力强度评定.结果表明,重水运输容器满足强度与密封要求.     

重水堆核燃料循环

重水堆(HWR)一个最重要的特点就是中子经济性好，高的中子经济性使得重水堆可以使用天然铀。重水堆除可以用天然铀之外，还可用低富集度铀、轻水堆乏燃料回收的铀、MOX燃料和钍燃料等。这使重水堆的燃料循环具有更大的灵活性。     

印度增加重水生产能力

【美国《核燃料》1990年10月15日利第7页报道】印度原子能委员会主席P.K.埃因加尔说,1990年9月印度的马努古鲁重水工厂和哈济拉重水工厂投入试运     

生产重水的新方法

在英国设计了一个重水生产工厂,重水的年产量为31吨;工厂投资约600万美元,1公斤产品价格预计为47.5美元,由于在生产过程中同时浓集了另一种同位素N~(15),产品价格可能降低,生产过程按下列流程图进行(见图)。     

密度计法测定重水浓度

用ＤＭＡ－６０密度计测定重水浓度，测量范围是０％－１００％（ｍｏｌ／ｍｏｌ）Ｄ２Ｏ，相对标准偏差＜０．０２％Ｄ２Ｏ，不需用标准样品绘制工作曲线，直接进样即可求出样品浓度。     

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     

重水堆医用钴调节棒变更物理分析

2017年6月秦山第三核电厂CANDU6型重水反应堆完成首批高比活度医用59 Co调节棒入堆。文章对医用钴调节棒重新进行堆芯物理建模,采用PPV基本栅元程序,对全堆芯进行RFSP三维扩散跟踪计算。与工业钴调节棒对比,基于堆芯历史通量,模拟辐照18个月钴调节棒堆芯表现,分析医用钴调节棒长期堆内价值趋势与比活度变化;通过模拟数据与堆芯试验数据比较,分析验证医用钴调节棒组件代替工业钴调节棒组件后,单棒束与棒组反应性价值符合设计要求,变更过程中没有引入新的误差;堆芯的功率分布、反应性控制能力等主要安全分析参数改变符合设计预期。调节棒变更后在满足医用钴源高效生产的同时,仍能有效展平堆芯功率分布,调节堆芯反应性。     

重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究

重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能,为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置,本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量,扫描温度范围为10～550 ℃、升温速率为10 ℃/min。结果表明：3个位置的样品在80～500 ℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g;潜能释放率曲线峰值温度均大于300 ℃,未辐照石墨样品的比热容较热柱石墨样品释放率dS/dT（S为潜能释放量（J/g）,T为温度（℃））高,表明本实验所取石墨样品不会发生潜能释放导致石墨自身温度上升的情况;3个位置样品的快中子注量分别为6.75×10¹⁶、6.10×10¹⁴、1.89×10⁷ cm^-2;获得了潜能释放分数曲线与潜能释放速率曲线,1#和2#位置样品的潜能释放速率曲线具有至少2个释放峰,表明潜能释放过程中具有至少2个动力学过程。     

中国先进研究堆重水净化系统管道应力分析

CARR重水净化系统（图1）管线较密集，管道较细，管网柔性大，刚度较差。管道静载荷的要求容易满足，而动载荷要求不易满足。在应力分析中采用先静力工况后动力工况的原则进行支架调整，虽然管道较细，但抗震分析仍采用了计算精度较高的反应谱法，针对振动较强烈的部位，通过采用设置轴向限位架和固定架的方法，提高系统刚度，增强抗震能力，     

重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究

重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能,为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置,本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量,扫描温度范围为10～550℃、升温速率为10℃/min。结果表明:3个位置的样品在80～500℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g;潜能释放率曲线峰值温度均大于300℃,未辐照石墨样品的比热容较热柱石墨样品释放率dS/dT(S为潜能释放量(J/g),T为温度(℃))高,表明本实验所取石墨样品不会发生潜能释放导致石墨自身温度上升的情况;3个位置样品的快中子注量分别为6.75×10~(16)、6.10×10~(14)、1.89×10~7 cm~(-2);获得了潜能释放分数曲线与潜能释放速率曲线,1~#和2~#位置样品的潜能释放速率曲线具有至少2个释放峰,表明潜能释放过程中具有至少2个动力学过程。     

重水堆核电站技术交流会

由二机部四局、五局和十四局联合召开的“重水堆核电站技术交流会”于1979年10月25日到11月3日在北京召开。出席会议的共有23个单位的95名代表。国防科委、国家科委、计委、建委等领导机关均派有代表参加。会议交流了重水堆核电站科研和设计工作中的成果和经验,在全体大会和分组会上宣读和印发的报告