重水堆产^(99)Mo棒束设计及入堆物理性能分析

重水堆具有不停堆在线装卸料特征,适宜生产^(99)Mo等短寿命同位素。国内医用同位素^(99)Mo应用广泛、用量大,具有自主国产化生产的需求。为满足国内^(99)Mo产量需求且对重水堆安全特性、稳定运行和正常供能的影响最小化为目标,采用WIMS-AECL及RFSP-IST等程序开展重水堆产^(99)Mo棒束组件设计及入堆辐照分析。提出产^(99)Mo燃料棒束的燃料棒燃料采用高富集度和低富集度铀径向分区设计方案,计算结果表明,其反应性、功率等和标准棒束基本一致。堆芯分析表明,与标准棒束性能相近的产^(99)Mo棒束装载到堆芯后,堆芯反应性、燃耗、功率分布、换料方式等主要指标均不发生明显变化,对堆芯性能扰动很小。因此单个重水堆燃料棒束部分天然铀燃料棒用高富集度和低富集度铀径向分区的产^(99)Mo燃料棒替换,可满足国内^(99)Mo产量需求。

CANDU6型重水堆消氢系统有效性研究

CANDU6型重水堆核电厂严重事故中,燃料包壳、压力管及排管的锆氧化将会产生大量的氢气,氢气浓度达到一定数值时,可能在安全壳内发生氢气的燃烧、爆燃或爆炸,形成较大的压力载荷,从而对安全壳的完整性造成威胁。本文采用MAAP-CANDU(5.00A版)程序建立CANDU6型重水堆一体化严重事故分析模型,包括堆芯、一回路系统、二回路系统、安全壳、严重事故预防与缓解系统,分析研究了全厂断电(SBO)、出口集管大破口(LLOCA)等典型严重事故工况下重水堆核电厂安全壳内消氢系统的有效性。分析结果表明:在非能动氢气复合器有效的情况下,氢气复合器可有效消除氢气,安全壳各个房间内的氢气浓度均不超过4%,安全壳隔间发生爆燃或爆炸的可能性极低,CANDU6型重水堆非能动氢气复合器的数量和布置方案是合理的。

国内重水堆核电站工程配套全堆芯压力管更换项目核安全监管策略研究

本文介绍了国外重水堆全堆芯压力管更换工作的监管实践、国内重水堆压力管更换的工作要点,以及在核安全监管方面可能面临的问题和难点,并提出了换管项目监管策略建议,为后续压力管全管监管策略制定提供参考。

印度第二座70万千瓦重水堆实现首次临界

【印度核电有限公司网站2023年12月17日报道】印度核电有限公司(NCIL)2023年12月17日宣布,格格拉帕尔核电厂4号机组于当日实现首次临界。格格拉帕尔3号和4号机组是印度政府2007年4月批准建设的首批共计四台70万千瓦加压重水堆中的两台。格格拉帕尔3号机组已于2023年6月正式投入商业运行,成为首座建成投运的印度本土设计的70万千瓦加压重水堆。

核电厂重水堆不可达区域仪表管线检修优化

秦三厂重水堆不可达区域的仪表管线主要用于核电站工艺参数的引压和取样,属于压力边界的一部分,其特点是数量众多、所处空间狭小。本文对重水堆不可达区域仪表管线治理进行优化,消除重水堆核岛仪表管线长期振动磨损为核电厂生产带来的安全隐患,保障生产计划的顺利实施,也可为全球同类型重水堆不可达区域仪表管线的振动磨损治理提供借鉴。

TDCR液闪在重水堆核电站空气氚监测中的应用

重水堆核电站因其堆型的特殊性,其厂房空气中有氚的存在。为监测空气中的氚水平,核电站辐射防护工作人员使用取样加液闪装置进行测量。现使用的液闪装置是Hidex公司生产的TDCR型液闪装置。针对该液闪装置在重水堆核电站空气氚监测的应用,验证了TDCR值与探测效率的关系,并通过试验确定了在重水堆核电站空气氚监测中该装置的测量模式和参数设置。

印度第三台70万千瓦加压重水堆实现首次临界

【印度核电公司网站2024年9月20日报道】印度核电公司(NPCIL)2024年9月20日宣布,拉贾斯坦核电厂7号机组已于9月19日实现首次临界。预计该机组将于年内并网发电,成为印度并网的第三台70万千瓦加压重水堆。

法韩企业合作研究韩重水堆产镥-177可行性

【法国法马通公司网站2024年4月17日报道】法国法马通公司(Framatome)与韩国水电核电公司(KHNP)近日签署合作备忘录,将联合研究在韩国月城核电厂生产医用放射性同位素镥-177的可行性。月城现有3台加压重水堆机组。镥-177半衰期为6.7天,可用于癌症靶向放射治疗。美国已批准使用镥-177治疗神经内分泌癌。研究显示,镥-177还可用于治疗转移性前列腺癌、乳腺癌、肝癌、脑癌等其他癌症。

重水堆乏燃料棒束元件脱落事件的研究与处理

重水堆核电站乏燃料棒束在进行干式贮存时,出现棒束单根元件掉落事件。为探索乏燃料棒束元件掉落的原因,从燃料棒束焊接缺陷、人员操作失误及操作工具造成意外冲击这三个主要影响因素着手开展调查。通过调查与试验,并结合国外重水堆核电厂的相关经验,确认操作工具是主要影响因素。具体原因为专用工具部分零件磨损严重,导致关键部件配合间隙超标,工具与乏燃料配合尺寸偏小,使棒束元件受到额外的径向冲击而脱落。

重水堆环隙气体系统减压阀缺陷与改进措施可行性分析

阐述近年来CANDU-6型重水堆运行工况中出现的环隙气体系统减压阀出口压力值漂移缺陷,减压阀的缺陷会导致运行人员对机组的运行状态判断出现偏差,同时也极大的增加维修人员重复的工作量。本文介绍环隙气体系统减压阀的原理,分析减压阀缺陷出现的原因,提出改进措施,分析其可行性,从而在现场实施相应的变更措施,增强机组运行的稳定性。

CANDU6重水堆核电厂空气冷却器皮带断裂研究

反应堆冷却系统是重水堆核电厂安全相关系统,能够使反应堆厂房内的空气温度维持在工作人员和设备可接受的水平,防止对厂房及设备造成可能的危害,冷却反应堆构筑物混凝土,避免高温催化,同时在失去冷却剂(LOCA)的情况下协助喷淋系统对反应堆厂房进行冷却。在预维周期内,重水堆空气冷却器皮带多次出现断裂问题,降低了设备的可靠性,增加了备件消耗。通过分析皮带断裂缺陷并制定相应的纠正行动,降低皮带断裂缺陷发生率,提升设备可靠性。

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。

重水堆核电站^(14)C的产生、释放和控制措施

本文依据加拿大已运行的CANDU堆型核电站对14 C排放的管理策略 ,简要介绍了重水堆核电站14 C的来源 ,向环境的释放量以及异常释放的原因和控制释放的经验并着重介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站对14 C排放的管理所采取的控制措施。

在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究

对以贫铀和钚组成MOX核燃料替代CANDU堆中的天然铀的可能性进行了探讨，从而开辟贫铀用于核能的途径。经过初步验算，得出了用235U含量为0.25％的贫化铀浓缩残渣和钚组成MOX核燃料（其重量比为99．5：0．5）可以替代CANDU堆中的天然铀来维持重水堆中的链式反应，达到核能利用的目的。并展望了贫铀应用的前景。

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。

秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析

本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。

轻/重水堆中子辐照氢区熔硅退火特性的比较

用电阻率测量、金相观察以及红外光谱等方法分别研究了氢区熔硅单晶在轻水反应堆和重水反应堆进行中子辐照后的退火特性。电阻率退火曲线表明，两种中子辐照样品都存在氢致施主。随着退火温度由低到高，轻水堆辐照样品存在一个导电类型由ｐ型到ｎ型的转型过程，而且在这种转型过程中，有一个明显的“周边滞后”现象。在重水堆辐照样品中，热处理缺陷表现为氢致Φ型缺陷（大麻坑），而在轻水堆辐照样品中，热处理缺陷表现为尺寸小得多的氢沉淀。红外光谱测量结果表明，重水堆中子辐照的样品经短时退火后观察不到氧沉淀，而在轻水堆辐照样品中存在吸收峰在１２３０ｃｍ－１附近的氧沉淀。

重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。

秦山三期(重水堆)核电工程调试计划管理和进度控制

概述了秦山三期核电工程调试管理、调试进度计划和管理、主要节点进度计划和影响进度的主要技术因素 。

秦山核电站重水堆工程首级精密工程控制网测量中有关问题的探讨

本文对秦山核电站重水堆工程首级精密工程控制网的布设方案、观测技术、精度评定以及精密工程控制网的特点进行了讨论，并就精密工程控制网的等级划分、网形及点位、边长、角度的要求进行了探讨，提出了一些新的见解。