基于一步法的重反射层反应堆启动物理试验控制棒价值校核计算研究

由于重反射层可减低中子泄漏从而提升中子经济性,因此某些大型先进压水堆采用重反射层减少临界尺寸来优化空间布局。由于重反射层与以往常用的围板水反射层差异较大,采用传统的两步法物理计算程序获得重反射层反应堆的精确中子学参数存在一定的难度,因此使用先进的一步法物理计算程序对重反射层反应堆启动物理试验控制棒价值展开了计算,计算结果表明,确定论一步法程序NECP-X计算结果与蒙特卡罗参考值吻合良好。

压水堆核电厂接入电力系统建模

为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机调速器,可与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。在PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节性和接入单机无穷大系统的故障响应,验证了模型的正确性和适用性。此外,由于压水堆的负温度效应,核电机组可承受一定的外部干扰和功率阶跃。若电网故障切除迅速,核电厂与电力系统之间的相互影响很小。

重水堆核电站停堆系统ROPT回路故障分析与处理

针对近年来发生在某重水堆电厂一号停堆系统堆芯区域功率测量回路上的典型缺陷进行分析探讨,介绍了各类典型缺陷产生的背景,并对问题产生的原因进行详细分析,提出有针对性的改进建议,对避免类似问题的发生,提高停堆系统的可靠性提供了有益的借鉴。

核电厂流出物中^(14)C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中^(14)C的产生和释放管理现状、减少^(14)c产生和释放的方法以及^(14)C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中^(14)C的监测和控制提供基础资料。此外,针对我国核电厂^(14)C的排放和监测情况,提出了几点建议。

在MARC中从底层生成重水箱内壁实体模型

分析了重水箱的结构和工作环境。根据有限元分析的建模原则 ,讨论了结构的简化 ,在MARC中生成了重水箱内壁实体模型。

重水堆技术优势及发展设想

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。

板式换热器在研究堆重水系统中的应用

重水换热器是目前正在建造的两座研究堆中重水冷却系统的重要设备。对两座研究堆中的重水换热器在选型及设计方面进行了优化,通过对比可看出,板式换热器较套管式换热器在安全性和经济性等方面更具优越性。板式换热器在重水系统中的应用对研究堆的设计具有一定的参考价值。

CANDU6型重水反应堆装料区γ辐射源的来源分析及降低剂量率的建议

在秦山第三核电厂1号机组反应堆功率的调试阶段中,发现反应堆端面(R1-110)区域人工装料点的剂量率远大于最终安全分析报告中规定的0.025 mSv/h,虽采取许多措施,后来平均剂量率仍在0.05 mSv/h左右。后对剂量的主要贡献的分析表明,主要是能量为511 keV的γ射线,并从剂量率变化分析核素的半衰期,表明R1-110剂量率主要贡献是17F的正电子湮没辐射。根据本文的分析,采用延迟法可大幅度减小R1-110区域辐射源项,降低场所剂量率,能够使该区域装换料人员每年集体剂量减少66.56 mSv。

秦山三期(重水堆)核电站的技术改进

秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。

新一代CANDU-9重水堆核电厂简介

ＣＡＮＤＵ９ 是电功率为９００ Ｍ Ｗ 级的重水堆核电厂， 其设计基于达灵顿和布鲁斯Ｂ 多机组核电厂， 并融入了一些最新的工程设计和研究成果， 除了继续采用成熟的系统和部件外， 在安全性、运行可靠性和可维护性方面作了重要改进。ＣＡＮＤＵ９ 综合考虑了安全审评和执照申请过程中发现的问题， 并使其体现在安全设计理念中， 特别是对慢化剂系统、端屏蔽冷却系统、安全壳系统和应急堆芯冷却系统进行了改进。因大多采用非能动设计， 对严重事故的防范更为有效。ＡＥＣＬ 非常注重运行中的电厂和在建工程的经验反馈， 许多设计改进是通过系统评价运行电站中相关系统的安全性、可靠性和可维护性后作出的。ＣＡＤＮＵ９ 的主控制室作了大的改进， 无论在人因工程、系统可靠性还是故障诊断能力方面均有很大的提高。

CANDU堆发展的回溯与展望

ＣＡＮＤＵ 堆是世界上达到充分成熟且成功发展的少数几种堆型之一。这种堆的设计概念的基本出发点是使用天然铀燃料，这一选择决定了其它几个有利的选择，例如采用重水慢化剂、不停堆换料以及计算机控制。采用重水慢化剂和增大输出功率的需求决定了压力管式堆芯结构的设计方案。采用这种堆型且正在运行中的核电厂有各种功率规模的机组，最高达９３５ Ｍ Ｗ（ 电功率） 。本文简述这一动力堆概念的发展历史和技术进展，在世界市场上的状况以及作为电力生产堆的独特优越性。

1Cr13不锈钢部分滑移区和滑移区的高温微动磨损特性

采用Deltalab-Nene7型电液伺服式高温微动磨损试验机,研究了核反应堆蒸汽发生器管支撑部件材料1Cr13不锈钢从室温到400oC的微动磨损行为。通过动力学特性分析,结合显微观测,结果发现:1Cr13不锈钢的高温微动行为与微动区域特性密切相关。在滑移区内,随着温度的升高,摩擦系数与磨损降低。微动磨损机理为氧化与剥层:高温氧化效应以及氧化膜的形成随温度的升高而加剧。在微动工况下,氧化膜萌生裂纹,裂纹扩展折向表面,直至氧化膜剥落,形成磨屑。然而,在部分滑移区内,温度对微动行为影响很小。

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。

钍基先进坎杜堆子通道分析

利用子通道计算程序ASSERT-PV V3R1计算TACR1000在不同钍装填模式、不同功率、不同寿期下的子通道热工水力学特性。根据对子通道质量流密度、空泡份额和干涸起始功率方面的计算,从功率展平及安全性的角度考虑,钍铀粉末交混装填模式明显好于内8根棒为钍的装填模式。

CANDU反应堆物理程序和方法

简要介绍了加拿大原子能公司（ＡＥＣＬ） 目前用于ＣＡＮＤＵ 反应堆物理设计和分析的计算机程序和方法。对栅元、超栅元和堆芯三种计算方法及相应的计算机程序进行了讨论。对物理分析中每层物理过程的理论表达和应用的求解方法也作了说明。实验验证的例子显示， ＡＥＣＬ 目前所用的物理程序和方法有较好的精度和较高的置信度。

CANDU堆先进燃料循环的展望

介绍ＣＡＮＤＵ 堆的天然铀燃料循环以及最近开发的适合未来近期的先进燃料循环。高中子经济性、不停堆换料以及简单的燃料棒束设计， 使得ＣＡＮＤＵ 堆具有非常优良的燃料循环灵活性和多样性。这些特点使得现有ＣＡＮＤＵ 堆在不需要大的改动情况下即可采用一些先进的燃料循环， 包括利用稍浓缩铀（ＳＥＵ） 、ＰＷＲ 乏燃料后处理铀（ ＲＵ） 、含钚的ＭＯＸ 燃料、钍和锕系元素， 以及ＬＷＲ 乏燃料的直接应用（ＤＵＰＩＣ） 。特别是ＬＷＲ／ＣＡＮＤＵ 联合燃料循环对拥有ＬＷＲ 和ＣＡＮＤＵ

抗核辐射条件的应变计粘贴与防护技术

本文介绍了在重水反应堆中进行应变测量的若干技术成果，主要是较好地解决了用在核辐射条件下，有水流冲刷的环境中应变计的粘贴与防护技术。在具有核辐射的环境中测试，通常选用聚酰亚胺胶作粘结剂。但是这种胶需在高温条件下固化，如果被测构件较大。是无法实现的。经测试筛选出具有防水防辐射性能的常温固化胶，并介绍了可用航空导线替代具有抗辐射性能的铠装电缆在堆内进行测量问题。采用有关措施后，经标定，在核辐射前后应变计灵敏系数相对变化量仅６．６％。经堆内实测证明，所选常温固化胶、测量导线和贴片工艺效果良好。

中国先进研究堆重水浓缩系统设计

文章涉及中国先进研究堆重水浓缩系统的功能、工艺方案和流程设计及系统设计的特点。在系统布置设计中,采用PDSOFT piping配管软件建立了该系统的三维模型,提高了设计效率。

核潜艇-核电厂-核航母:压水堆军转民的市场文化 核电复兴促仪器与控制数码-智能-IT/NT化(Ⅳ)

通过国产0.6kMWe压水堆核电厂,追溯核电主流型压水堆的起源。它源于核潜艇、流于核电厂、渊于核航母,在秦山发展成中国核电标准。这是邓小平"军转民"思想的典范。