搜索结果: 1-15 共查到“重水反应堆”相关记录17条 . 查询时间(0.067 秒)
CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计
CANDU重水反应堆 钴调节棒组件 结构设计
2011/8/18
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...
沉子水位计在重水反应堆上的应用
应用 重水反应堆 沉子水位计
2008/12/23
活性区重水水位系研究性重水反应堆的重要技术参数,要求随时对其进行精确监测。原探针式水位计系统由于其探头不耐辐照,以及探针与水面接触电阻不稳定,故使用寿命短、检修量大,直接影响堆的安全运行。研制了一套基于称重原理的沉子式水位计。其一次仪表仅为一铝饼,不存在辐照与电接触问题,从根本上克服了上述弊病。沉子式系统的灵敏度与铝饼直径平方成正比,其误差与直径平方成反比,基本误差与被测高度无关。当沉子直径为5...
氚水蒸气浓度连续监测装置在重水反应堆烟囱流出物监测中的实验研究
烟囱监测器 氚监测 气态流出物
2008/12/22
随着核能工业的发展,从核反应堆排放到环境中去的氚量将逐年增加。在烟囱流出物中监测氚浓度的瞬时变化是控制事故排放或非计划排放的一项措施。就技术的发展来看,目前使用的各种氚连续监测仪仍有待进一步完善。我们于1982年试制成一台氚水蒸气浓度连续监测装置。以后又将整套设备安装在原子能科学研究院实验性重水反应堆的通
研究性重水反应堆（HWRR-3）最大允许功率的确定和监测
实时监测 热点因子 烧毁比 最大允许功率
2008/12/22
反应堆运行功率是一个重要的监测参数。本文扼要地叙述了HWRR-3最大允许功率的确定和监测。描述了计算方法,给出了计算结果和误差分析。 该工作使重水反应堆实现了在线计算和实时监测,它使反应堆得到了实时的、可靠的监督,方便了运行人员,增加了运行的安全性。
研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算
B_1近似快谱程序 多能蒙特卡罗热谱程序 两维四群扩散程序
2008/12/22
一、前言 研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由
研究性重水反应堆厂房外环境中子、γ剂量当量率的测定
研究性重水反应堆 环境 中子 γ剂量当量率
2008/12/22
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。
研究性重水反应堆大厅吊车小钩无级调速
小钩 大厅吊车 重水反应堆
2008/12/22
研究性重水反应堆大厅吊车附属电葫芦系苏联1956年产品,能起重250公斤负荷,吊钩升降速度为16米/分,俗称小钩。它是专门用来取放反应堆内工艺管的,一般不作其他用途。 多年来实际操作中大厅工人师傅就指出小钩升降速度太快。当旧工艺管从堆内吊出时,由于速度过快就有可能提升超出水箱致使大厅放射性大大增强;当新工艺管吊入堆内时要
研究性重水反应堆冷却回路~（16）N的测量和计算
重水反应堆冷却回路 圆柱形铝壁电离室 ~(16)N的测量
2008/12/22
一、前言 重水反应堆运行时,由于重水本身受快中子的辐照,产生强放射性的~(16)N,它发射高能γ,是冷却回路γ放射性的主要来源。在设计冷却回路生物屏蔽层时,其厚度主要决定于~(16)N的γ源强。此外,国外很多动力堆还利用~(16)N的γ放射性强度来监测反应堆的热功率,它具有响应时间快、不引起通量畸变等优点。因此,确切地给出冷却回路重水中~(16)N的放射性强度,无论从为堆的安全运行提供辐射剂量数...
研究性重水反应堆上临界实验的理论计算和分析
上临界实验 重水反应堆
2008/12/22
本文叙述了与研究性重水反应堆上临界实验有关的一些理论工作:首先是实验方案提出时的考虑,其次是对这些实验进行的理论计算及其结果,最后是对一系列临界实验结果的简化分析。 理论计算的结果与实验结果的比较表明,我们所采用的物理数据和计算方法对于重水反应堆的临界大小可以给出误差不超过5％的结果。 对一系列临界实验结果的简化分析给出了决定各种装载量和水位下拉氏参数的—个简单公式。
原子能研究所研究性重水反应堆改建成功
重水反应堆 原子能研究所
2008/12/22
原子能研究所重水反应堆(HWRR-1)1958年9月投入运行,是我国投入使用的第一座反应堆。二十年来,利用这座反应堆完成了许多科学研究和实验工作,培养了一大批核科学工程技术人员。这座多用途研究堆主要用于基础研究和同位素生产,也兼作燃料和材
中国科学院研究性重水反应堆介绍
重水反应堆 中国科学院
2008/12/22
本文对苏联帮助我国建造的中国科学院研究性重水反应堆作了扼要的介绍。说明了反应堆的主要性能及用途,描述了主要设备和附属设备包括堆本体、工艺管、冷却系统、氦气系统、操纵和事故保护系统等的原理和结构。
重水反应堆的自动开堆系统
自动开堆系统 重水反应堆
2008/12/22
TBP-C反应堆于1960年增设了自动开堆设备。本文介绍了TBP-C反应堆的自动开堆系统所采用的方案及其特点,列出了系统和设备的主要技术参数。最后介绍了两年来的运行情况。
研究性重水反应堆的物理参数的测定
物理参数 重水反应堆
2008/12/18
本文叙述了中国科学院原子能研究所的重水反应堆启动时所作的临界试验。曾作了两类临界试验:一类与理想情形尽量接近;另一类则与实际运行情况相一致。此外还作了带“热坑”的临界试验。实验结果与理论计算在5％的误差范围内相符合,由此证实了理论计算的正确性。 根据实验结果确定,在正常水位下32根工艺管道达到临界状态,此时临界质量约为4公斤U~(235)。 测定了在工作条件下七根补偿棒的总补偿能力～0.165,安...
研究性重水反应堆的物理计算
物理计算 重水反应堆
2008/12/18
本文是关于苏联援助我国建立的实验性重水反应堆的一个物理计算。由于计算的时间早在1955年末至1956年初,所见文中根据的某些结构数据与后来的实际情况不尽符合。本文中工作进行的时候,苏联同志已经完成了这个堆的设计。本文也是在苏联学者加拉宁(А.Д.Галанин)博士的指导下进行的。 文中计算了反应堆栅格的特性、燃料中同位素成分随着堆工作时间的变化、反应堆中反应性的变化和控制以及反应堆的临界大小等方...