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%。     

研究性重水反应堆冷却回路~(16)N的测量和计算

一、前言重水反应堆运行时,由于重水本身受快中子的辐照,产生强放射性的~(16)N,它发射高能γ,是冷却回路γ放射性的主要来源。在设计冷却回路生物屏蔽层时,其厚度主要决定于~(16)N的γ源强。此外,国外很多动力堆还利用~(16)N的γ放射性强度来监测反应堆的热功率,它具有响应时间快、不引起通量畸变等优点。因此,确切地给出冷却回路重水中~(16)N的放射性强度,无论从为堆的安全运行提供辐射剂量数据,或是为冷却回路屏蔽设计提供经验均是很有意义的。本文叙述了在我国研究性重水堆上所采用的测量和计算冷却回路重水中~(16)N浓度的方法和结果。     

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.     

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。     

固体径迹探测器测量重水零功率反应堆快裂变因子

介绍了利用固体径迹探测器测量快裂变因子的原理、方法和实验结果。并将实验结果与理论计算结果进行了比较,两者在误差范围内相符合。     

研究性重水反应堆(HWRR-3)最大允许功率的确定和监测

反应堆运行功率是一个重要的监测参数。本文扼要地叙述了HWRR-3最大允许功率的确定和监测。描述了计算方法,给出了计算结果和误差分析。该工作使重水反应堆实现了在线计算和实时监测,它使反应堆得到了实时的、可靠的监督,方便了运行人员,增加了运行的安全性。     

辐射工作场所改造中的辐射监测与管理

主要介绍辐射工作场所改造前期的辐射监测与管理经验。在辐射场所改造前期,预先对改造场所进行调查,制定工作计划,选择合适的仪器和设备,设计监测流程,培训人员并结合实际进行现场处理,较好地完成了前期去污、拆除和场所清理工作,为辐射场所改造中后期工作的顺利开展打下了坚实的基础。     

研究性重水反应堆厂房外环境中子、γ剂量当量率的测定

测量了中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房外周围环境中的中子、γ剂量当量率分布。反应堆在13MW热功率下运行时,其厂房外周围马路的平均中子剂量当量率达5.2nSv·h~(-1),约为天然中子本底的1.6倍;平均γ剂量当量率(不包括高剂量区的西马路数据)达124nSv·h~(-1),约为γ本底的1.3倍。还分析了反应堆厂房外西马路γ剂量率偏高的原因。     

反应堆主回路设备间辐射屏蔽设计方法述评

比较详细地给出了反应堆主回路设备间γ射线辐射屏蔽设计要求和设计方法，对蒙特卡罗方法和点核积分方法进行了分析和比较.对含有经验参数的点核积分方法和以“几何空间装配方法”为基础的点核积分方法进行了比较深入的分析和比较。     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

固体球反应堆辐射回路——一种大型γ辐射源

固体球辐射回路装置是一种新的大型γ辐射源。辐射回路包括活化器、辐照器及其辅助系统。活化器和辐照器联结成一个回路,在回路内球形γ载体借助于气力传输而循环使用。装有气动单一器的活化器是放置在核反应堆堆芯附近(在其反射层中);而辐照器则可安     

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/℃。     

基于LabVIEW的反应堆辐射监测系统虚拟化设计

将虚拟仪器的思想应用于辐射监测系统训练模拟器的开发,利用LabVIEW语言既实现了辐射监测系统的仿真,同时将训练模拟器的硬件台屏操作面板(辐射监控台)虚拟化,实现了虚拟仪器与仿真的结合。主要阐述了操作面板的设计、辐射源模型的建立和教控系统的设计。