研究性重水堆物理设计

一、指导思想 研究性重水堆改建前的活性区由84个栅距为13厘米的正方栅格组成,有9根垂直管道。活性区外面是石墨反射层,里面有34根垂直管道。此外还有6根径向水平管道和一个热柱。研究性重水堆使用浓度为2％的金属铀管状元件,满装载时~(235)U装载量是6.72公斤。堆的额定功率是7兆瓦,加强功率为10兆瓦,热通量最大值为1×10~(14)中子/厘米~2·秒。改建前堆芯布置示意图见图1、图2。主要物理参数见表1的左半部分。     

研究性重水堆临界实验

研究性重水堆改建后的物理启动从1980年6月26日开始,在此过程中做了多次临界实验。测量了不同元件装载(见图1)和不同毒物装载下的临界水位,以及水位反应性系数(dρ/dh)。并由这些数据求出反应堆初始装载(56根元件)和满装载(72根元件)运行水位下的后备反应性、控制棒栅总价值等重要参数。临界水位和水位系数的测量结果列在表1内,各种装载下的dρ/dh关系画在图2中。     

研究性重水堆中子通量测量

用中子活化箔法测量了改建后重水堆的中子通量。测量是在两种燃料装载下进行的。对于56根燃料装载,作了较全面的通量测量;对于72根满装载,测量了燃料套管壁面的中子通量轴向分布以及活性区中子通量的径向分布。     

研究性重水堆内壳更换

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。     

研究性重水堆石墨反射层的辐照性能分析

一、前言 本堆改建工程中,正确评价石墨反射层辐照尺寸的变化,是能否实现整体吊装内壳的关键问题之一。正是从这点出发,分析了与更换内壳有密切关系的石墨反射层辐照尺寸的变化、潜能的积累和释放、抗氧化性能和强度等问题,为整体吊装反应堆内壳提供依据。     

研究性重水堆功率异常波动的噪声分析

一、问题的提出近几年来,监测和诊断反应堆堆芯部件异常振动的噪声分析技术已有相当的发展,在动力堆上已经作为一种灵敏的监测手段加以研究和运用。研究性重水反应堆(HWRR-2)改建后在正常运行时发现功率出现异常波动,波动幅度     

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     

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。     

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     

研究性重水堆(HWRR)UO_2堆芯工程启动

研究性重水反应堆于1983年4月改为UO_2堆芯。UO_2堆芯的工程启动实验只进行了与堆芯变更有关的项目,主要是:1.工艺管流通试验;2.主回路特性试验;3.提升功率及高功率连续考验。一、工艺管流通试验反应堆主回路入堆重水除大部分进入工艺管外,还有一部分重水从工艺管与内壳底部插座之间的缝隙中漏出。漏流率η按设计要求约为6%。随着反应堆运行以及装卸料次数     

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。     

研究性重水反应堆的改建

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。     

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     

CANUDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ－６反应堆的燃料管理,ＣＡＮＤＵ堆的换料是带功率刊物 ,这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。     

CANDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ６ 反应堆的燃料管理。ＣＡＮＤＵ 堆的换料是带功率进行的, 这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停堆换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ 堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。在设计阶段, 燃料管理涉及堆芯时均通量／ 功率分布的设计; 在运行阶段, 电厂换料工程师的职责包括选择要换料的燃料通道, 跟踪堆功率变化史, 以及确保各最大功率限值不被超越。     

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。     

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。     

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。     

重水堆长寿命中子探测器

【日本《东芝评论》1981年132期报道】日本“动力堆·核燃料开发事业团”研制的先进热堆(ATR)“普贤”,是一种重水慢化沸水堆,堆芯中子通量较高,而且需要使用线性度高的中子探测器。东芝电气公司根据与“动·燃”事业团签订的合同,