巴基斯坦研究堆简介

【据因特网综合报道】　巴基斯坦现有研究堆 2座 ,具体情况如下 :一、 PARR- 1研究堆。建造日期为 1 96 3年 5月 1日 ,临界日期为 1 96 5年 1 2月 2 1日 ,运行许可证持有者为巴基斯坦原子能委员会 ,核保障由 IAEA提供 ,建造费用为 6 6 0万美元 ;技术参数 :反应堆类型为池式 ,稳态热功率为 90 0 0k W,慢化剂为轻水 ,冷却剂为轻水 ,反射层材料为轻水和石墨 ,控制材料为银 -铟 -镉 ,控制元件数目为 5;实验设施 :水平束数目为 7,水平束的主要用途为基础研究 ,堆芯辐射通道数目为 0 ,反射层辐射通道数目为 1 ;反应堆燃料 :最小临界燃料质量为…     

巴基斯坦举行研究堆落成仪式

[美国《核子周刊》1989年12月14日刊第15页报道]巴基斯坦总理贝·布托1989年11月底在巴基斯坦核技术研究所为一座27kW研究堆举行揭幕仪式。这座堆取名为巴基斯坦研究堆II,受IAEA的安全保障,它是由巴基斯坦原子能委员会(PAEC)的科学家和工程师在中国协作下建成的。巴基斯坦的     

巴基斯坦也许要建产钚堆

【美国《核子周刊》1994年10月6日刊报道】本刊获悉,巴基斯坦扬言要建成并运行现正在其北部建造的一座钚生产堆,除非印度同意将其易裂变材料库存量冻结在与巴拥有的储量相当的数量上。 巴基斯坦的秘密生产堆计划是在德国NTG新技术有限公司被证实其受巴代理机构行贿为巴提供设备一事后不久,由《核子周刊》披露出来的。1994年9月底,一些西     

巴基斯坦核研究堆提升功率运行

【美国《核子周刊》1992年5月28日刊第11页报道】5月25日,巴基斯坦总统伊沙克·汗参观了伊斯兰堡附近的主要核研究中心——巴斯坦核科学技术研究所(Pinstech),庆祝该所成立25周年。伊沙克·汗为一座10 MW(热)研究堆     

巴基斯坦微型堆启动与参数测定

文章叙述了本院为巴基斯坦核科学技术研究所建造的微型堆(PARR-Ⅱ)的启动、调试与参数测量工作的主要结果。该堆于1989年11月2日达到临界,初始冷态的后备反应性为4mk,一周后提升功率,内辐照座中子通量密度达到额定值1×10~(12)n/cm~2·s,在1.1×10~(12)n/cm~2·s通量密度水平最大可连续运行时间为6.75h。通过释放4mk反应性实验,在内辐照座测量得到中子通量密度达最大值时为额定通量密度的2.9倍。测试结果表明,该堆具有良好的固有安全性,各项技术指标均达到了预期值,并于1989年11月下旬正式投入营运。     

巴基斯坦研究堆安全保障协定引起争端

【美国《核子周刊》1990年12月13日刊报道】巴基斯坦和美国官员已经就在巴基斯坦内阁决定将一座小型研究堆置于IAEA安全保障之下而引起的政治争议中恢复美国援助的条件进行会谈。尽管一名高级     

中国援助巴基斯坦建造第二座研究堆

【美国《核子周刊》1990年8月9日刊第4页和英国《国际核工程》1990年10月号第20页报道】据巴基斯坦原子能委员会(PAEC)报道,在中国的帮助下,巴基斯坦在伊斯兰堡附近的巴基斯坦核科学技术研究的核研究中心又建造了一座教学研究堆Parr—2。这座反应堆是由北京原子能研究院设计的,于1989年11月2日达临界,是训练学生和受训人员进行核工程实验和反应堆     

南斯拉夫联盟研究堆简介

【本刊据因特网综合报道】南斯拉夫联盟现拥有2座研究用核反应堆,具体情况如下:一、R-A研究堆建造日期为1956年4月1日,临界日期为1959年12月28日,许可证颁发者为塞尔维亚共和国卫生与社会事务委员会,核保障提供者为国际原子能机构,年运行费用为100万美元,运行人员数目为28;技术规格:反应堆类型为重水堆,稳态热功率为6500kW,最大稳态热中子通量为1.0×1014中子/cm2·秒,最大稳态快中子通量为6.0×1013中子/cm2·秒,慢化剂材料为重水,冷却剂为重水,采用强制对流,冷却剂线速度为5米/秒,反射层材料为重水和石墨,反射面数目为4,控制材料为镉,控…     

印度研究堆简介

【据因特网综合报道】　印度现有研究堆 8座 ,具体情况如下 :一、APSARA研究堆建造日期为 1 95 5年 7月 1日 ,临界日期为 1 95 6年 8月 1日 ,运行许可证颁发者为巴巴原子能研究中心反应堆安全委员会 ,运行人员 5名。技术规格 :堆型为池式 ,稳态热功率为 1 0 0 0 k W,最大稳态热通量为 1 .3× 1 0 13 中子 / cm2 ·秒 ,慢化剂为轻水 ,冷却剂为轻水 ,采用强制对流 ,冷却剂速度为 0 .1 4米 /秒 ,反射层材料为轻水、氧化铍 (Be O)和石墨 ,反射面为 6 ,控制材料为镉 ,控制元件数目为 4。实验设施 :水平束数目为 9,最大水平通量为 2 .0×1 0 1…     

钚生产堆退役简介

简要阐述几个国家钚生产堆的退役情况,以期对我国今后生产堆的退役提供借鉴。     

法国RAPSODIE快堆退役简介

本文概括性地介绍了液态金属冷却快中子增殖堆的退役特点和主要过程，充分体现了钠废物处理在快堆退役中的重要性。同时，文中所介绍的一些常规退役手段的基本操作数据也具有一定的参考价值。     

巴基斯坦C-2调试的质量保证

巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组调试项目由秦山核电有限公司总承包为保证调试的质量,泰山核电有限公司策划、编制了调试项目质量保证大纲及其相关管理程序,对调试分包商进行管理并进行调试准备工作的自我评审,对调试试验进行监督.同时对调试准备阶段及调试实施期间开展质量保证活动所取得的经验进行总结,并对存在的不足提出改进和建议,以期在今后的核电机组调试期间更好地运行“质量保证”这种有效的管理手段,为今后国外同类核电机组调试工作的顺利进行起到有益的作用.     

日本的新型转换堆ATR简介

日本用自己的技术建造的发电堆——新型转换堆“普贤”(ATR 原型堆),是1979年3月20日开始投入试运行。该堆自投建到建成共花了八年多时间,是日本第一座国产发电堆。ATR 原型堆的优点是:使用核燃料灵活性大,可在同一堆芯内有效地利用氧化铀燃     

巴基斯坦微堆内辐照座通量密度与堆功率的测定

文章叙述了用4πβγ符合方法,通过测量金箔在堆内照射生成的活性,得到巴基斯坦微型反应堆辐照座内的热中子通量密度。并用积分方法求得裂变率,计算出单位功率的热中子通量密度,建立标准点,最后得到巴基斯坦微堆的功率。     

巴基斯坦将再建2台核电机组

【巴基斯坦《每日时报》3月14日报道】巴基斯坦原子能委员会(PAEC)主席Parvez Butt说,卡拉奇市(Karachi)将在坎努普核电厂附近再建2台600MW核电机组,以满足该市不断增长的能源需求。Butt表示,为满足国民经济快速增长引发的电力需求增长,巴基斯坦政府已下令PAEC建设8000MW的核电装机容量。PAEC目前正成功运行着2台核电机组,而第3台机组即恰希玛2号机组也正在建设中。Butt补充道:“我们有35年的核安全运营经验,并计划在未来几年中建造更多的核电机组,以便能满足国家的能源需求。”他还表示:“通过提供技术服务,PAEC正在促进核电产业…     

巴基斯坦将再建2台核电机组

【加拿大原子能公司网站2006年3月27日报道】5家世界一流的核技术与工程公司签订了一份为期4年的合同,共同组建“CANDU联盟”(Team CANDU),以便为在安大略新建核电机组提供交钥匙服务和有竞争力的解决方案。CANDU联盟的成员包括:加拿大原子能公司(AECL)、加拿大巴布科克与威尔科克斯公司(B&W)、加拿大通用电气公司(GEC)、加拿大日立有限公司(HCL)和SNC-兰万灵核工程公司(SLN)。安大略省电力局(OPA)2005年12月发布的一份报告显示,2/3的安大略基荷装机容量需要在未来15年内更换。CANDU联盟是一项战略结盟,为安大略省提供一种…     

Neutronic analysis for core conversion (HEU–LEU) of Pakistan research reactor-2 (PARR-2)

Neutronic analyses for the core conversion of Pakistan research reactor-2 (PARR-2) from high enriched uranium (HEU) fuel to low enriched uranium (LEU) fuel has been performed. Neutronic model has been verified for 90.2% enriched HEU fuel (UAl₄–Al). For core conversion, UO₂ fuel was chosen as an appropriate fuel option because of higher uranium density. Clad has been changed from aluminum to zircalloy-4. Uranium enrichment of 12.6% has been optimized based on the design basis criterion of excess reactivity 4 mk in miniature neutron source reactor (MNSR). Lattice calculations for cross-section generation have been performed utilizing WIMS while core modeling was carried out employing three dimensions option of CITATION. Calculated neutronic parameters were compared for HEU and LEU fuels. Comparison shows that to get same thermal neutron flux at inner irradiation sites, reactor power has to be increased from 30 to 33 kW for LEU fuel. Reactivity coefficients calculations show that doppler and void coefficient values of LEU fuel are higher while moderator coefficient of HEU fuel is higher. It is concluded that from neutronic point of view LEU fuel UO₂ of 12.6% enrichment with zircalloy-4 clad is suitable to replace the existing HEU fuel provided that dimensions of fuel pin and total number of fuel pins are kept same as for HEU fuel.     

加拿大皮克灵2号堆因电机着火停堆

【国际原子能机构《每日新闻综述》1991年9月5日报道】加拿大安大略省皮克灵核电站2号堆因电机着火于9月3日停堆。这次失火没有放射性危险。着火后操作人员立即行动,按照正常程序将反应堆关闭。