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。     

用半导体探测器测量堆中子通量

在GM-5半导体探测器对面放置一个~(239)Pu裂变源片,将此探头插入到零功率基准中心,测量堆中心绝对快中子通量。探头沿孔道可以精细到每隔5mm二个测点,得到活性区径向中子通量分布。采用~9239)Pu核作裂变靶是考虑到该核的快中子裂变截面对中子能谱不灵敏。而半导体探测器体积小,能插入到直径只有15mm的小孔道中。 用半导体探测器测量中子通量实际是记录~(239)Pu转换靶的裂变事件数。假定探测器的灵敏面对裂变靶片所张立体角为θ,则可探测到α粒子计数率为Aα     

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。     

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     

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     

零功率堆物理实验室中子通量在线测量系统

在堆物理实验室中采用在线计算技术,是实现实验手段现代化的一个重要方面。本文叙述了零功率反应堆物理实验室中子通量在线测量系统的研制。该系统包括 DBL-1 型联动定标器;经过改装的 DJS-7 型小型计算机;自行设计制造的直接输入通道和在线系统的管理程序;中子通量测量程序等部份。一年多来的运行表明:该中子通量在线测量系统实现了从测量到实验数据处理的自动化。不仅能快速给出多种实验结果,而且能对实验过程中出现的奇异现象及时加以纠正,从而大大提高了实验精度。     

重水堆压力管长度测量及数据分析

利用数理统计方法对装换料机Z轴编码器读数(即压力管伸长量)和在役检查2种测量方法测得的压力管的长度数据进行分析.结果表明,2种测量方法得到的数据是有效的,从压力管伸长的角度预测压力管使用寿命可以满足设计要求,并具备延寿的条件.     

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。     

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。     

重水堆水平孔道过滤冷中子谱测量

前言中子散射研究,特别是中子小角散射、低激发态的中子非弹性散射以及具有高分辨的中子散射研究,需要长波长的中子(λ≥4(?))。目前原子能所重水堆上已开展的热中子散射工作基本上是在短波长区域,有必要扩充中子能量到长波长区域。为此,首先需要了解水平孔道漏出的长波中子谱形和一些低能中子单色器的反射特性,以便更好地确定相适应的长波长中子散射谱仪的类型。我们选择了“热解石墨单色器和Be过滤器”结构进行模拟,因为此种组合结构可以获得良好的低能单色中子,并且便利于使用国内产品和已有的设备。     

脉冲堆辐照腔内绝对中子通量及相对分布测量

本文介绍了绝对中子通量测量方法,给出了各辐照腔典型位置上的绝对中子通量及其与全堆平均中子通量的比值。还给出了各辐照腔中相对中子通量轴向分布和旋转样品槽内相对中子通量周向分布的测量结果。     

逆动态落棒法测量重水堆的控制棒效率

用数字逆动态落棒法测定了研究性重水堆(HWRR-2)的控制律效率,所得的测量结果与不同水位下用周期法测的结果作了比较,符合得较为满意。     

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。