重水研究堆沉子水位计数字化升级技术

<正>重水研究堆使用重水做慢化剂和冷却剂,重水价格昂贵,又有很强的放射性,活性区重水水位是重水研究堆的重要技术参数,工程设计要求设置可靠的堆芯重水水位测量计,可随时对反应堆重水进行精确监测。重水水位计测量环境是高温高湿强放射性场所,传感器安装在反应堆堆芯孔道内,孔道内充满氦气,与堆外环境密封隔绝。跟踪式沉子水位计具有测量精度高,机械密封好、耐高温、耐高湿和耐放射性辐照的特点,在长期使用过程中,证明是安全可靠的,故升级改造设计思路是保留其工作原理,机械密封和传动设计不变,对模拟电路控制部分进行数字化升级改造。1.水位计工作原理重水水位计是基于秤重原理的水位自动跟踪系统,钢丝绳一端系着沉子,通过负重滑轮与外界驱动机构相连,负重滑轮固定在悬臂上,悬臂一端固定,一端悬空（自由端）,     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。根据裂变堆所用的慢化剂的不同,可将其分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。中国的秦山和大亚湾两座轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着中国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电事业更快地向前发展,中国决定建设重水堆核电站,并引进加拿大坎杜(CANDU)堆。     

华龙一号全球首堆并网成功

华龙一号全球首堆—福清核电5号机组于2020年11月27日首次并网成功.华龙一号是中核集团研发设计的具有完全自主知识产权的三代压水堆核电创新成果,也是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一.其设计寿命为60年,反应堆采用177堆芯设计,堆芯采用18个月换料,电厂可利用率高达90％."能动和非能动"相结合的安全系统以及双层安全壳等技术的创新性应用,使华龙一号在安全性上满足国际最高安全标准要求.     

大有潜力的重水堆核电站

核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。按所用的慢化剂分类,裂变堆可分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。秦山和大亚湾两个轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着我国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电     

加拿大重水堆技术发展综述

介绍了加拿大重水动力堆技术发展的历史及对未来的展望。加拿大在重水动力堆方面一直有深厚的经验,在役反应堆多为CANDU 6型。上世纪九十年代开发出的CANFLEX棒束是CANDU堆最先进燃料循环最合适的载体被运用在之后设计的ACR堆和CANDU SCWR堆中,由于允许较高的运行温度和压力,机组的热效率有所提高。AECL的长期计划是发展CANDU X,使热效率能提高40%。     

阮可强人生格言——鼓励探索 宽容失败 让科学家在一个相对稳定 宽松的氛围中不断探索

作者简历：阮可强,1932年生,反应堆物理、核安全专家。原籍浙江省慈溪市,出生于上海市。1950年至1951年于清华大学学习,毕业于莫斯科动力学院。中国核工业集团公司中国原子能科学研究院研究员。一直在反应堆物理和核安全领域从事研究、设计工作,负责过多个反应堆的物理研究、设计项目.     

我国具备自主研制百万千瓦核电厂安全壳能力

我国自主研制的百万千瓦级标准化核电厂(CNP1000)反应堆安全壳结构,近日在清华大学进行了结构模型动态抗震试验。目前项目已全面完成了设计分析和试验验证工作,已具备应用到我国自主开发的百万千瓦核电厂工程设计和建造的能力。安全壳是核电厂反应堆最后一道安全屏障。该安全壳结构由上海核工程研究设计院设计,模型由中冶集团建筑研究总院制作。在清华大学工程结构实验室,安全壳的外观为圆筒体身加半球形穹顶构成,型模按实际1∶10比例制作。中冶集团建筑研究总院的高工林松涛说,这种筒身穹顶连成一体的设计,可形成一个预应力整体,使受力更…     

我国第一座高温气冷核反应堆

10兆瓦高温气冷实验堆于1995年6月14日在清华大学核能技术设计研究院动工兴建。它是国家“863”计划十五个重大项目之一,是我国第一座能用于发电供热的先进高温气冷核反应堆。它计划在2000年前建成。将为我国21世纪大规模发展核能创造条件。重要的特点世界上目前绝大多数用于核发电、核供热的反应堆都是压水堆,即是采用金属锆管封装的燃料元件,用水(或重水)作为慢化剂和冷却剂,反应堆出口温度不高。高温     

大型压水堆核电站双层安全壳施工技术探讨

随着人类对核安全的重视,双层安全壳结构在核电站的应用越来越多,双层安全壳施工技术的研究和发展有着十分重要的意义,本文就双层安全壳施工几项关键技术的应用和研究方向提出了建议。     

重水有多重

2002年11月19日10时21分,我国首座商用重水堆核电站——秦山三期重水堆核电站一号机组首次并网发电成功,开始向华东电网输送清洁、安全的电能。 重水是怎样的水呢?如果在你的面前放着两杯水,一杯重水,一杯蒸馏水,你一定很难区别开来。因为它们的颜色、味道和其它外表特征,十分相似,所以,仅仅用人们的直觉来区分出哪一杯是重水,几乎是不可能的事。 不过,所谓”重水”,顾名思义,重水要比轻水重,它同普通的纯水相比。重水的比重比普通的水大10％,这是它的一个重要特征。如果有谁对重量很敏感的话,     

革新型核能系统安全研究的回顾与探讨

核能利用从未止步,人类对核安全的认识也在不断加深。在福岛核事故5周年和切尔诺贝利核事故30周年之际,文章针对革新型核能系统,从安全目标、设计理念、安全评价和风险认知4个方面对核安全研究进行了回顾与思考,指出当前存在的问题及面临的挑战,探讨未来发展趋势,并提出"四项革新"的建议:(1)安全目标从技术重返社会;(2)通过革新型反应堆技术,避免无限制复杂化纵深防御来解决安全问题;(3)重视理论引导的安全评价方法,采用系统化评价体系;(4)在政府/工业界/社会之间建立"第三方"并通过其发挥桥梁和纽带作用等。     

核电厂LSS系统浅析

LOCA监测系统(LSS)属于RPN系统的一部分,系统利用RPN系统功率量程通道的数据,通过专用的物理计算模型计算堆内的中子通量分布,重构反应堆堆芯的功率分布,并向操作员提供实时的堆芯运行状态图形、计算堆芯LOCA裕度和功率分布,以数值、图表和趋势曲线等形式向操作员反应堆芯的状态变化,计算反应堆安全裕度,提醒并辅助操作员控制反应堆状态,使反应堆在正常运行时留有足够的裕量,防止在失水事故时导致堆芯融化的严重事故发生。     

“地球上的太阳”2010年发电——我国首座实验快堆完成设计

10月17日从中国原子能科学研究院获悉:正在建设中的热功率为65兆瓦的我国首座实验快堆进展顺利,目前工程施工设计已全部完成,预计将于2009年6月建成达到临界,2010年6月试验发电。有关专家介绍说,快堆是快中子反应堆的简称,它的一个重要特点是在消耗核燃料的同时,又产生多于消耗的核燃料,真正做到燃料越烧越多,所以又称快中子增殖反应堆,也被形象地称为“地球上的太阳”。目前在核电站中广泛应用的压水堆(如我国的秦山、大亚湾核电站堆型)对天然铀资源的利用率只有约1%,而快堆则可将这一利用率提高到60%至70%。这对充分利用我国的铀资源,促进…     

立足自我打破垄断实现重水堆生产钴-60设计技术自主研究——记秦山三核重水堆生产钴-60同位素设计研究成果创新

研究背景 利用CANDU-6重水反应堆生产钴-60放射源是当今核工业中的一项较为成熟的技术。目前,加拿大有8座CANDU机组生产钴-60,提供了全世界80％-90％的钴源。我国每年都需要从加拿大进口大量的钴-60工业源和医用源,在价格昂贵的同时还面临放射源不能得到稳定供应的市场风险。而CANDU型重水堆生产钴-60放射源为加拿大公司的独有技术,没有转让给我国,加拿大在该领域对中方进行了严格地技术封锁。     

未来先进核裂变能——TMSR核能系统

钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。     

高温气冷堆

高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是"原子锅炉",是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。高温气冷堆的堆芯温度可达1600摄氏度,氦气出口的温度高达900摄氏度,这是其他任何类型的反应堆都达不到的。高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是"原子锅炉",是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常,反应堆的核燃料是铀235,在中子的作用下能够产生核     

高温气冷堆

高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是＂原子锅炉＂,是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。高温气冷堆的堆芯温度可达1600摄氏度,氦气出口的温度高达900摄氏度,这是其他任何类型的反应堆都达不到的。高温气冷堆,通俗地说,反应堆就是＂原子锅炉＂,是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常,反应堆的核燃料是铀235,     

华龙一号与VVER堆芯测量系统差异性分析

堆芯测量系统的功能在线提供反应堆堆芯中子通量分布、堆芯反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据。华龙一号作为中国自主研发的三代堆型,其堆芯测量系统在一定程度上借鉴了VVER设计理念但又有所区别。本文通过对比两种堆型堆芯测量系统在系统设备及功能,简单对两个系统的差异性进行分析。     

故障树法在压水堆一回路功率波动原因分析中的应用

压水堆核电站在正常运行过程中,维持反应堆核功率的稳定,对保证电站的核安全至关重要。文章在核电站实际运行经验的基础上,利用故障树理论对各种可能导致反应堆一回路功率异常波动的原因进行了分析,绘制了故障树,并提出了处理方案。研究有助于电厂技术人员更快更准确地定位设备故障原因并及时处理。     

反应堆压力容器主螺栓孔清洗装置的设计

反应堆压力容器主螺栓孔清洗装置是反应堆压力容器法兰面具有对主螺栓孔进行自动清洗功能的设备。是集精密机械传动、电控、计算机技术为一体的高技术自动控制设备。在反应堆维修及换料期间可帮助维修人员实现分身术,或者在辐射环境代替人类工作,实现核电站辐射防护最优化的目标,进而确保反应堆压力容器长期、安全、可靠的使用。