CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后,在保持原来调节棒功能的条件下,利用59Co吸收中子转变为60Co,生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系,并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分析,论证了其在重水反应堆内运行的安全性。经反应堆成功运行经验证明,钴调节棒组件结构设计安全可靠。

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。

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。

反应堆重水系统管道安装

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤。结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容。

反应堆重水系统干燥试验

为彻底干燥反应堆重水系统管道和设备,解决阀门阀体底部蓄水、干燥设备吹扫死角等干燥试验技术难点,采用干空气吹扫与抽真空结合的干燥方法、加热干空气和设备局部加热等措施,通过监测系统出口处空气露点变化和系统整体保真空试验,准确测定并确保了系统干燥程度达到要求。适量重水充入系统后,浓度微降0.02%,说明干燥有效、彻底。

重水反应堆热柱中子能谱测量

利用飞行时间法，用机械选择器测量了中国原子能科学研究院重水反应堆热柱的中子能谱．结果表明，该热柱能谱和理论Ｍａｘｗｅｌ谱有偏离．

CANDU 6核电站反应堆物理启动

ＣＡＮＤＵ６堆调试期间的物理启动和物理调试试验主要在Ｂ阶段和Ｃ阶段进行，同时也包括Ａ阶段的堆芯装料后的临界监督。基于韩国月城４号机组的物理调试，介绍了物理调试试验数据的预模拟分析、试验方法以及试验结果的分析和评估，并指出了试验中的重要注意事项。

氨气-水之间氘交换法纯化核反应堆重水

用氨气-水之间氘交换法与氨精馏法组合成的工艺流程提取核反应堆来的重水中的氕和氚,可以把重水的浓度提高到99.6％以上。这一方法比用氘-水交换法与氘精馏法组合成的工艺流程纯化核反应堆重水安全、易行。

CANDU6核电站反应堆厂房主设备安装的二种模式

本语文对ＣＡＮＤＵ６反应堆厂房主设备二种没的安装模式从技术、经济、进度等方面进行了分析比较。说明在秦山三期工程中采用ＬＲ１６５０履带吊车从厂房顶部吊装主设备，技术上操作简便，安全可靠，进度上可缩短基汴也给电站带来可观的效益。

重水反应堆屏蔽门驱动组件国产化采购

分析重水堆屏蔽门驱动组件国产化的必要性和可行性,在测绘、设计、制造和重载试验过程中采取有效的采购管理措施,确保驱动组件成功国产化。

某重水堆核电厂反应堆厂房送风空调老化与寿命管理

在重水堆核电厂中,各厂房的通风系统是电厂不可或缺的组成部分,反应堆厂房送风空调机组是通风系统中最具代表性的设备,受到设计、制造、运行条件、维护管理等各方面影响,某重水堆反应堆厂房送风空调目前已严重老化。本文描述了某重水堆反应堆厂房送风空调的老化现状、老化原因及电厂所采取的一系列措施,希望对核电厂通风设施的老化管理工作有一定的参考价值。

基于中子等效均匀扩散理论的反应堆建模仿真研究（英文）

建立了稳态的和动态的CANDU核反应堆轴向功率分布模型。通过研究中子扩散和输运方程:以有限的粗网节点为模型,基于两群中子扩散方程和空间离散化,一般等效均匀化方法;通过定义核反应堆参数(吸收和裂变截面,扩散系数等)建立了CANDU核反应堆热功率分布模型。仿真得到390个燃料通道的轴向热功率。搭建以LINUX环境,通过与实际运行数据比对进行验证,其与实际反应堆数据误差在5%以内。所建模型及仿真结果解决了传统体积权重方法和有限差分方法的计算误差偏大、计算过程冗长及参数计算不准确等问题,对于核反应堆燃耗管理软件的研究和优化有重要的参考价值。

CANDU堆慢化剂重水纯度对堆芯燃耗和功率分布的影响

根据其他CANDU型核电站的运行数据和RFSP程序的时间平均模型、实际堆芯模型的计算结果，分析了秦山三期CANDU机组慢化剂重水纯度对卸料燃耗和功率分布的影响。结果表明，不同的慢化剂重水纯度对反应堆功率分布状况基本无影响，但保持较高的慢化剂重水纯度可以获得较高的堆芯卸料燃耗，进而节省燃料费用。

秦山三期CANDU6型重水堆核电站

本文介绍了世界上重水堆的发展概况以及秦山三期CANDU6型重水堆核电站的主要特点

我国核电站反应堆堆型和容量的选择

本文在介绍反应堆的几种主要堆型和国外对反应堆堆型和容量选择的基础上,结合我国实际情况,论证了在建造核电站时,选择单堆功率为600MW的压水堆电站是恰当的。

CANDU6重水堆装卸料机内乏燃料失去冷却事件过程与分析

本文对装卸料机丧失循环冷却流量导致乏燃料失去冷却并释放裂变产物的过程进行了事件分析，给出了乏燃料破损给反应堆厂房和外界环境带来的后果，探讨了乏燃料失去冷却时的应对措施。

CANDU 6机组重水管理

分析了秦山三期ＣＡＮＤＵ型重水堆重水泄漏、回收和损失的途径，介绍了重水的供应、收集、净化、回收、提浓和监测系统。