研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

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     

研究性重水反应堆HWRR改建设计研究

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。     

原子能研究所研究性重水反应堆改建成功

原子能研究所重水反应堆(HWRR-1)1958年9月投入运行,是我国投入使用的第一座反应堆。二十年来,利用这座反应堆完成了许多科学研究和实验工作,培养了一大批核科学工程技术人员。这座多用途研究堆主要用于基础研究和同位素生产,也兼作燃料和材     

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%。     

研究性重水反应堆改建中的辐射剂量监测

一、引言 研究性重水反应堆的改建,不仅需要工作人员在强γ辐射场下操作,而且需要操作高强度开放性放射性物质,这些放射性物质主要是~(60)Co等活化产物。由于1977年5月9日发生了考验元件熔化事故,烧穿了辐照管,使大量裂变产物进入堆内,虽然对重水进行了净化处理,但仍然有相当数量的裂变产物沉积在一回路中,这些放射性物质还包括~(137)Cs和~(90)Sr等裂变产物。     

研究性重水反应堆堆本体和一回路的改建

一、前言研究性重水堆改建工程在完成设计和施工准务后于1978年11月起停堆进行改建,1980年6月反应堆重新达到临界。整个反应堆的改建,是以提高堆的中子通量等指标为中心进行的。根据改建的物理及热工水力设计,反应堆的栅格作了重新布置,需更换已经微漏及磨损的旧内壳。同时,为提高堆功率,增加一回路流量和散热能力,需将一回路作重要变更。改建实施包括堆本体和一回路的改建,二回路的改建,反应堆直属工艺系统的大     

中国科学院研究性重水反应堆介绍

本文对苏联帮助我国建造的中国科学院研究性重水反应堆作了扼要的介绍。说明了反应堆的主要性能及用途,描述了主要设备和附属设备包括堆本体、工艺管、冷却系统、氦气系统、操纵和事故保护系统等的原理和结构。     

研究性重水反应堆的物理计算

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。     

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。     

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     

研究性重水反应堆的物理参数的测定

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/℃。     

研究性重水反应堆内壳放射性的测量

本文叙述了研究性重水反应堆内壳放射性的测量方法及其结果。给出了沿内壳径向和轴向的照射量率的分布,距内壳轴线10米处的照射量率为0.33伦琴/小时。内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里,~(65)Zn 为6.9居里。~(60)Co 主要来源于重水泵磨损物的活化。稳定钴在一次冷却水回路的三个结构单元(反应堆内壳、管道及其设备、工艺管和堆芯构件)表面的分布基本上是均匀的。测量表明,在一个较小的范围内,例如在工艺管表面和内壳底部,稳定钴的分布也是均匀的。     

研究性重水反应堆内壳更换的辐射防护

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%。     

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     

重水研究性反应堆主热交换器泄漏事故处理

本文介绍了重水研究性反应堆主热交换器的一次重水泄漏事故的发现、定位及处理经验。     

研究性重水反应堆工艺管水力特性实验

一、概述中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆,于1958年开堆时发现,当反应堆处于满负荷的正常运行状态时,重水泵的磨损指示器中气体增长非常迅速,经十五分钟即将指示器充满(约0.3升);当重水泵在1500转/分运行时,气体增长的速度更加显著。试验证明,气体是来自反应堆内部。由于活性区液面气泡层的存在,会降低反应堆的反应性并影响重水泵的正常工作。     

研究性重水反应堆高温高压考验回路主管道的焊接

本文较详细地叙述了研究性重水反应堆上的高温高压考验回路主管道焊接工艺规范的选择以及施焊过程中一些关键问题的解决,最后谈了焊缝质量的检验.     

研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算

一、前言研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由     

研究性重水反应堆大厅吊车小钩无级调速

研究性重水反应堆大厅吊车附属电葫芦系苏联1956年产品,能起重250公斤负荷,吊钩升降速度为16米/分,俗称小钩。它是专门用来取放反应堆内工艺管的,一般不作其他用途。多年来实际操作中大厅工人师傅就指出小钩升降速度太快。当旧工艺管从堆内吊出时,由于速度过快就有可能提升超出水箱致使大厅放射性大大增强;当新工艺管吊入堆内时要