重水堆

摘要： 中国中核集团秦山三期核电站装备两台700兆瓦级重水堆核电机组,是我国首座商用重水堆核电站,设计寿命40年.核电站采用加拿大CANDU-6型重水堆核电技术,加拿大原子能公司是重水堆核电站项目的总承包商.CANDU-6型重水堆核电站采用模拟仪控系统,在市场上一些仪控板卡已经无供货商可以提供此类设备,备件受到影响.重水堆核电站的仪控系统的备件需要进行国产化设计研究.重水堆核电站功率调节除了液体区域控制系统外,还有通过调节21根调节棒、4根吸收棒和6个轻水区域控制装置来控制反应堆堆芯功率调节.同时重水堆1号停堆系统布置了28根停堆棒,以在紧急情况下插入反应堆.调节棒电机禁止单元是非常重要的涉及核安全的控制单元,是重水堆核电站控制系统涉及堆芯安全相关的控制板卡.此控制板卡原供货商已经停产,无法进行采购,国内并没有此控制板卡的供货商,板卡备件出现断供隐患,需要对原控制板卡的技术进行消化吸收和国产化设计研发.

摘要： 为兼顾中子经济性,重水堆核电厂在建造时就会严格控制压力管壁厚,这使得压力管成为重水堆核电厂一回路压力边界的薄弱环节。本文从压力管泄漏的现象入手,通过材料力学分析、系统配置和国际同行经验,阐述了如何识别缺陷、定位缺陷以及处理缺陷,深入分析了缺陷可能引发的核安全风险,旨在提醒从业人员高度重视压力管缺陷,科学合理地跟踪和处理缺陷,确保机组的安全运行。

摘要： 介绍了重水堆电站控制计算机视频隔离板卡在系统中的作用和缺陷现象,然后利用电路原理分析其缺陷发生的可能故障点,针对这些故障点依次进行多项检查,得到由于场同步V信号通道引入了H通道的高频噪声导致场同步扫描不停地换页而黑屏的直接原因。最后,在根本原因分析时,发现了该板卡光耦的VCC与GND之间缺少0.1uf电容的设计缺陷,并且做出设计改进。本文对重水堆电站控制计算机视频隔离板卡的设计改进,提高了重水堆视频隔离板卡的稳定性,保障了重水堆机组稳定安全运行,同时故障诊断和测试过程为此类板卡故障定位提供了指导思路和实践经验。

摘要： 该文根据滚珠丝杆密封的机械结构,分析其工作原理,对Pickering电站和秦山三期历史上的滚珠丝杆密封失效事件进行统计,对滚珠丝杆密封密封环变工况下的运行、动环和静环的表面缺陷造成密封失效等因素进行分析、计算,得出密封环失效是个渐变的过程,可以在检修时通过测量密封环接触面宽度、检查密封面表面的平面度来判断密封环性能的好坏。

摘要： 主要通过对近年来重水堆机组电站显示系统的故障分析,参考设备运行环境和设备固有技术参数,针对故障多发设备(投影仪)进行预防性维修策略分析,并制定预防性维修方案,最终提高设备可靠性与可用率,为重水堆电站显示系统的预防性维修工作提供了指导思路和实践经验。

摘要： 采用静态高压釜在400°C过热蒸汽中对国产冷加工压力管用Zr-2.5Nb合金进行预膜处理,研究了蒸汽压力(1、5、10 MPa)和晶体结构各向异性对Zr-2.5Nb合金预生膜生长速率的影响;对预生膜试样进行高温水环境下的微动磨损试验,并利用二次离子质谱仪对腐蚀后的预生膜进行了氢分布表征。结果表明:冷加工Zr-2.5Nb合金为双相组织,基体为薄片状α-Zr晶粒,晶界分布着连续的薄膜状β-Zr相;蒸汽压力对预生膜生长速率有一定影响,而合金基体晶体结构的各向异性对预生膜生长速率及形貌均有显著影响;预生膜可在一定程度上改善Zr-2.5Nb合金压力管的耐磨性能、耐蚀性能和抗吸氢性能。

摘要： 6月22日,我国唯一一条重水堆核燃料元件生产线第20万支棒束成功下线。至此,这条重水堆核燃料元件生产线已安全稳定运行了20余年,并高质量完成了元件棒束生产研制任务,产品质量达国际先进水平。

摘要： 【美国清洁堆芯钍能源公司网站2022年6月16日报道】美国清洁堆芯钍能源公司(CCTE)与美国能源部近日签署战略伙伴关系协议,未来将在爱达荷国家实验室(INL)先进试验堆(ATR)对ANEEL燃料进行辐照测试和鉴定。ANEEL燃料是钍能源公司的专有燃料设计,是钍铀氧化物混合燃料,采用氧化钍和高丰度低浓铀氧化物的组合,可大幅提高坎杜堆等重水堆的燃料性能。

摘要： 【加拿大埃森-兰万灵公司网站2022年7月21日报道】加拿大坎杜能源公司(Candu Energy)近日获得罗马尼亚国家核电公司(Nuclearelectrica)授予的一份为期2.5年、总价值约6400万美元的合同,将为切尔纳沃达1号机组翻新项目提供设计和工程服务。

摘要： 蒸汽发生器是核电厂一、二回路的枢纽,大修期间需打开重水堆机组蒸汽发生器上封头斜面人孔(以下简称二次侧人孔)进行在役检查,关孔工作的难点体现在人孔内盖的对中和固定。本着在满足功能要求的前提下实现良好可靠、快捷、经济的原则,提出蒸汽发生器人孔关孔专用工具的设计方案,以代替不可视的摸索式关孔,保障现场工作的顺利实施,提升效率并降低人员集体剂量。

摘要： 安全壳完整性与泄漏率试验(以下简称RBLRT)是重水堆核电站的一项重要安全试验,具有试验涉及面广,过程复杂等特点,可实现对重水堆核电站最后一道实体安全屏障的有效性进行验证.在开展此项试验期间有可能导致气态放射物质排放量的增加,通过对重水堆整个RBLRT试验过程进行分析,同时对试验期间潜在放射性来源进行预估,并结合烟囱实际放射性排放量对RBLRT试验期间实际排放量进行了估算,结果显示两者基本吻合,最后对重水堆核电站如何在RBLRT试验期间有效控制放射性排放量提出了建议及对策.

摘要： 本文介绍了秦山第三核电厂的重水堆中所采用的自给能中子通量探测器的工作原理,探测器组件的结构,并结合运行期间所发生的故障,探讨了自给能中子通量探测器故障发生的原出,并针对原因采取的改进措施,通过这些措施减少了自给能探测器的故障,保证保护系统和反应堆控制系统的稳定运行.

摘要： 我国已确定核燃料闭式循环的发展方向.结合我国核燃料闭式循环产业发展现状,分析了重水堆的技术优势及其在核燃料闭式循环产业中可能发挥的重要作用,提出发挥重水堆可经济高效利用回收铀、可作为钍资源核能利用突破口的技术优势,实现压水堆、后处理、重水堆和快堆匹配发展的核燃料闭式循环实施策略,以保障核能产业长期可持续发展.我国已明确核燃料闭式循环的技术路线，但在核燃料闭式循环产业发展中，存在后处理环节发展滞后、单一依靠铀钚循环的问题。将后处理厂的回收铀作为一种核能资源加以利用，使核燃料循环真正地闭合起来，一方面可大幅提高铀资源利用率，另外一方面有利于提升后处理厂的经济性，进而促进后处理产业的发展。同时，因我国铀资源紧缺而钍资源较为丰富，也应加强核能用钍和钍铀燃料循环的研究，作为铀钚循环的备用。鉴于重水堆在回收铀和钍资源利用方面的优势，同时围绕重水堆用回收铀和重水堆用钍已经开展大量研发丁作并取得了重要进展，应充分考虑重水堆在我国闭式核燃料循环体系中能起的作用，给予科学定位，并考虑压水堆、后处理、快堆和重水堆的匹配发展，以保证我国核电产业的规模持续发展。

摘要： 论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案.基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线.在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环.

摘要： 中核运行三厂运营的CANDU-6型重水堆的二号停堆系统多次由于区域功率监测回路故障而出现通道误脱扣现象,通过其中三起典型的误脱扣故障,对区域功率监测回路放大器及放大器内部的增益电位计从理论和实践的角度做了分析,找出故障的直接原因是放大器的电位计故障.对电位计故障进行了深入的分析,确认电位计故障的根本原因是长期调整后滑动接触片及电阻丝磨损.针对故障的根本原因,制定了定期检查、更换电位计,定期检查对中度等维修策略,提高了区域功率监测回路的可靠性,减少了二号停堆系统通道误脱扣的故障.

摘要： CANDU-6重水堆机组以天然铀为燃料,在线换料.因回收铀富集度一般高于天然铀,如将回收铀与贫铀混合成与天然铀等效的燃料(称为等效天然铀型回收铀燃料,NUE),可应用于重水堆机组.将CANDU-6标准8棒束在线换料过程划分为24步,采用保守的稳态计算方法对NUE燃料在线换料的过程进行模拟计算与分析.结果表明,实际应用NUE燃料时,可保证换料过程中堆芯通道功率、棒束功率在运行限值以内,不会对堆芯安全产生不利影响,重水堆全堆应用NUE是可行的.

摘要： CANDU堆具有不停堆换料、慢化剂与冷却剂相互独立、中子经济性高、燃料通道模块化设计等优点,适合引入钍燃料.先进CANDU(ACR)堆在传统CANDU堆技术的基础上,改用轻水做冷却剂,使用CANFLEX结构的燃料棒束,使得ACR堆芯结构更为紧凑,大为减少了重水装量,安全性与经济性都得以提高.本研究对钍基燃料在ACR堆中的CANFLEX棒束进行分析,采用冷却剂空泡反应性(CVR)、易裂变材料存量比(FIR)和燃耗深度做评价指标,获得中子学性能优化的钍基燃料棒束栅元设计方案.最终得出:棒束内第二圈使用ThO2元件棒,其他三圈使用富集度为3.0％-4.0％的UO2元件棒,栅距设为22cm的栅元方案,可有较好的中子学性能.

摘要： 秦山CANDU重水堆随着机组的老化,导致堆芯燃料冷却能力下降,对ROP停堆整定值进行了重分析,以确保反应堆运行安全.重分析结果应用后,还需要对热工水力参数进行跟踪,本文重点对ROP停堆整定值重分析结果的参数跟踪和应用方法进行分析,并分析应用后相关参数的变化、对换料管理和换料操作等机组运行产生的影响,最后总结分析可以采取的运行优化和应对措施.

摘要： 将回收铀与贫铀以恰当的比例混合,使其核特性与天然铀等效,即可作为CANDU-6重水堆机组的核燃料.对使用这种等效天然铀型回收铀燃料的重水堆堆芯进行时均计算,并与天然铀燃料堆芯特性进行比较.结果表明,等效天然铀型回收铀燃料卸料燃耗、换料速率、功率分布等特性参数与天然铀燃料相当,堆芯安全性基本不受影响,重水堆全堆应用等效天然铀型回收铀燃料是可行的.

摘要： Dragon程序由加拿大蒙特利尔大学开发用于重水堆燃料组件计算,但其可用于复杂几何燃料组件的参数计算,同样适用于其他一些类型反应堆组件计算.本文使用Dragon程序对VVER-1000含可燃毒物钆低富集铀(LEU)和混合铀钚氧化物(MOX)燃料组件进行了计算分析.通过对组件进行燃耗深度达40MWD/kg计算,研究了不同燃耗深度下组件无穷增殖因数变化,燃料温度、冷却剂中硼浓度、氙和钐平衡对组件反应性的影响;同时给出了随燃耗变化不同栅元中各种同位素成分的变化.计算结果与商业化组件计算软件CASMO4E计算结果进行比较,结果表明Dragon程序对VVER-1000组件燃耗计算除个别参数外其它参数都具有很高的精度,Dragon程序适用于六角形燃料组件参数计算且具有比较好的计算精度.

摘要： 本发明具体涉及一种在重水反应堆生产氦‑3的系统，包括重水精馏系统、气体回收系统和气体净化系统；所述重水精馏系统与气体回收系统连接，所述气体回收系统与气体净化系统连接。本发明的重水反应堆的含氚重水生产氦‑3的系统，将重水反应堆的含氚重水经重水精馏系统处理，得到浓缩高氚重水送往气体回收系统；浓缩高氚重水在气体回收系统中发生β衰，产生的氦‑3原料气送往气体净化系统；氦‑3原料气在气体净化系统中经过分离和净化，得到高纯高丰度的氦‑3气体。

摘要： 本发明公开了一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区，且所述燃料区设于所述增殖区内；所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐，熔盐管道内填充有燃料熔盐，重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围；所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层，中间夹层为隔热层；所述增殖区内填充有增殖燃料；所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。本发明重水慢化熔盐堆系统可成功解决现有熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而导致的正温度反应性系数以及石墨退役后难处置等问题，其燃料循环方法可成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题。

摘要： 本实用新型公开了一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区，且所述燃料区设于所述增殖区内；所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐，熔盐管道内填充有燃料熔盐，重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围；所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层，中间夹层为隔热层；所述增殖区内填充有增殖燃料；所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。本实用新型重水慢化熔盐堆系统可成功解决现有熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而导致的正温度反应性系数以及石墨退役后难处置等问题，其燃料循环方法可成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题。

摘要： 本发明提供一种压水堆回收铀应用于重水堆的方法，该方法使用等效天然铀替换天然铀，在重水堆燃料生产线上生产用于重水堆的燃料；等效天然铀采用如下步骤制得：(1)使用质谱仪测量回收铀和贫铀中的金属铀含量、铀同位素组分和/或铀同位素分布；(2)根据回收铀和贫铀的铀同位素组分，采用公式或混料计算程序计算达到与天然铀等效的回收铀和贫铀的混合比例α和1‑α以及NUE目标值；(3)准确称量回收铀和贫铀，然后进行物理上的混合形成等效天然铀；(4)对混合形成的等效天然铀进行取样分析；(5)使用等效天然铀代替天然铀用于重水堆的燃料制造。本发明避免了回收铀放射性高的影响，可对回收铀实现经济高效利用；降低重水堆燃料成本。

摘要： 本发明公开了一种重水堆装卸料重水成群收集装置，包括装卸料机，所述的装卸料机与装卸料机触发杆连接，装卸料机触发杆与阀门弹簧连接，阀门弹簧与触发杆连接，触发杆与复位阀连接，复位阀连接有接水漏斗，复位阀与接水装置管线接头连接，接水装置管线接头通过管线与接水装置管线接头连接，接水装置管线接头与重水收集桶连接。其有益效果在于：安装实施简单、通俗易懂，实用性强，已经重水堆机组运行数年，使用情况良好，重水回收效果好，有效保障了重水不泄漏，工作人员意外吸氚风险及厂房环境污染为“零”。

摘要： 本发明属于核电控制技术领域，具体涉及一种重水堆建立基于控制棒保证停堆状态的方法。包括如下步骤：步骤1：断开调节棒的驱动电机电源；步骤2：手动将停堆棒插入堆芯并加以锁定；步骤3：断开停堆棒的驱动电机电源及离合器电源；步骤4：手动将机械吸收棒插入堆芯并加以锁定；步骤5：断开机械吸收棒的驱动电机电源及离合器电源；步骤6：通过毒物添加系统向慢化剂加入毒物；步骤7：隔离慢化剂净化系统。本发明的有益效果在于：通过建立基于控制棒的保证停堆状态的方法，能够解决电厂传统方法无法建立RBGSS的问题，实现了RBGSS，使堆芯处于安全状态。

摘要： 本发明涉及一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法。所述中期检修质量控制装置，包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具。所述中期检修质量控制方法包括：在燃料通道固定端和自由端互换前后，在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置，安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对；在燃料通道固定端和自由端互换过程中，控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场互换操作，使用定位组件解锁/锁定验证工具核对，同时依据检修保质卡中的要求进行核对，并形成记录。本发明有效避免实施过程中人因失误，保证重水堆机组全堆燃料通道中期检修的检修质量。

摘要： 本实用新型公开了一种重水堆装卸料重水成群收集装置，包括装卸料机，所述的装卸料机与装卸料机触发杆连接，装卸料机触发杆与阀门弹簧连接，阀门弹簧与触发杆连接，触发杆与复位阀连接，复位阀连接有接水漏斗，复位阀与接水装置管线接头连接，接水装置管线接头通过管线与接水装置管线接头连接，接水装置管线接头与重水收集桶连接。其有益效果在于：安装实施简单、通俗易懂，实用性强，已经重水堆机组运行数年，使用情况良好，重水回收效果好，有效保障了重水不泄漏，工作人员意外吸氚风险及厂房环境污染为“零”。

摘要： 本实用新型涉及反应堆运维技术领域，具体公开了一种重水堆核电站装卸料机重水置换装置。该装置包括电动离心泵和排水隔离阀，所述电动离心泵一端与装卸料机的进水口相连接，另一端与重水水源相连接，通过电动离心泵将重水输入至装卸料机；所述排水隔离阀一端设于装卸料机的出水口，以排出装卸料机中的重水。该装置的使用，改变了以往装卸料机内对轻水疏排和吹扫的作业方式，实现了装卸料机重水浓度的稳定保持。

摘要： 本实用新型属于核电站辐射防护技术领域，具体涉及一种重水堆核电站反应堆端面作业可移动组合式射线屏蔽装置。屏蔽房与运动小车连接，运动小车的两侧各有三个车轮，运动小车通过车轮凹面与桥架轨道梁的凸面搭接，悬挂并定位在桥架轨道梁上，桥架可以升降，桥架升降时带动屏蔽房整体做上下运动；运动小车电机通过变速箱增大扭矩，通过链条传动带动车轮转动，从而驱动运动小车在桥架轨道梁上做平行于反应堆端面的左右运动。本实用新型解决燃料通道固定端/自由端对换工作中作业人员的辐射防护的问题。