HWRR自动启动方式控制算法的设计

一、前言在HWRR上使用计算机,除了实现反应堆各参数的实时监测、在线计算与分析等功能外,还可以实现堆的自启动和功率的自动调节。启动时,反应堆在到达临界前,计算机可以按一定的程序控制各控制棒的起停顺序。当反应堆达到临界后;计算机将按一定的控制算法,自动地把堆功率升到预定值。如图1所示。由此可见,设计一种满意的启动方式是很重要的。

HWRR应急电源蓄电池极限放电试验

在HWRR应急电源蓄电池组更换前,模拟HWRR高功率连续运行期间,厂房外电源长期全断电,进行蓄电池组大电流放电试验,直至蓄电池组放电失效,对试验结果进行分析,认为上述事故工况下,蓄电池组容量对应急电源供电有效,能够保证反应堆事故停堆后的应急冷却。

HWRR的一种自动启动方式及其数字仿真试验

本文叙述了为HWRR设计的一种自动启动的数学模型。应用该模型可以根据需要按照一定的功率变化速度启动反应堆。通过数字仿真试验,验证了该数学模型用在HWRR上的可行性,并找出了一些控制参数的选取范围。

HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的60Co和152Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。

HWRR反应堆容器源项计算及退役方案设计

HWRR反应堆容器是一个放射性强的大型铝合金构件,是反应堆退役源项的重要来源之一,也是反应堆本体退役方案设计的重要内容之一。利用ORIGEN2计算了反应堆容器中子活化源项,同时在容器底部的压力室表面获取了一定量的沉积物样品,通过分析得到了活化源项,反应堆容器主要放射性核素为C-14、Co-60、Ni-63等,总活度为1.77E+12Bq。根据反应堆容器的结构和放射性水平,设计了一套远距离专用切割装置,提出了在反应堆堆外实施切割解体的实施方案,可实现反应堆容器水平和垂直切割,最终完成反应堆容器安全退役。

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查

针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。

重水研究堆堆本体外壳拆除技术方案设计

本文以重水研究堆堆本体外壳为研究对象,根据堆本体外壳的结构特点和放射性水平,从操作周期、废物量、人员受照剂量等方面对比了堆内就地切块和堆内环形拆除方案的可操作性,通过对比选择堆内就地环向切割;确定了堆本体外壳切割总体方案,在总体方案确定的前提下,根据外壳的结构特点、放射性水平等条件设计了外壳冷切割工具以及相应的工作形式,外壳切割采用机器人和机械手远程遥控切割;在调研和初步计算的基础上,选择相应的起吊工具和尺寸;根据切割线划分原则,确定了外壳切割线。

机械打磨化学联合法对101堆大厅地面去污效果研究

101堆大厅经过多年的运行地面沉积一层油垢和少量放射性,为了减少工作人员受照剂量,必须进行清洁去污。本文在国内外调研的基础上,选择机械打磨-化学联合去污法进行去污效果研究,主要研究去污剂种类、体积、浸泡时间、打磨时间等主要因素对大厅地面的清洁去污效果。利用实验得到的优化参数,完成了101堆大厅地面的清洁去污工作。实践结果表明,机械打磨-化学联合法可以有效、快速地除去地面的放射性污染和非放射性污染,且产生较少的二次废物。

研究性重水反应堆厂房外环境中子、γ剂量当量率的测定

测量了中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房外周围环境中的中子、γ剂量当量率分布。反应堆在13MW热功率下运行时,其厂房外周围马路的平均中子剂量当量率达5.2nSv·h^(-1),约为天然中子本底的1.6倍;平均γ剂量当量率(不包括高剂量区的西马路数据)达124nSv·h^(-1),约为γ本底的1.3倍。还分析了反应堆厂房外西马路γ剂量率偏高的原因。

THDD－90型中子电离室的标定与考验

文章描述在ＨＷＲＲ上进行的ＴＨＤＤ－９０型中子电离室的中子、γ射线灵敏度刻度，坪特性测量及随堆热考验。结果表明，该电离室的中子灵敏度Ｓ＿ｎ＝２．５×１０￣（－１４）Ａ·ｃｍ￣（－２）·ｓ￣（－１），γ射线灵敏度Ｓ＿ｒ＝０．９４×１０￣（－１１）Ａ·（ｈ·Ｒ￣（－１））。经过１３个月的随堆热考验后，其基本性能保持不变。