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针对典型轻水冷却和慢化、重水反射堆型的结构和设计特点,采用通用的反应堆热工水力分析程序 RELAP5/Mod3.2 程序,对其满功率运行工况下发生失控提棒事故,且所有控制棒均发生故障无法落下的严重事故进行了计算分析.计算结果表明:在发生失控提棒事故时,在所有控制棒均不能插入堆芯的严重事故工况下,仅依靠排重水的方式引入负反应性,能够使反应堆功率逐渐下降,最终实现次临界,确保反应堆安全.从而验证了该堆型事故后缓解措施的多样性及其有效性.
轻水冷却重水反射RELAP5/Mod3.2失控提棒排重水
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针对全球治疗用放射性同位素161Tb供应短缺,以及我国医用同位素自主化生产的需求,本文首次系统评估了利用CANDU堆垂直通量探测器(VFD)的可移动通量测量孔道(TFD),辐照高富集度160Gd2O3靶材生产161Tb对堆芯核安全的影响.基于时均堆芯模型,采用MCNP建立含靶件的超栅元模型计算增量吸收截面,并通过RFSP-IST程序开展三维全堆扩散计算.结果表明:尽管靶材具有强中子吸收特性(热群增量截面达4.279×10-5 cm-1),但由于其装载量极小(0.404 g),堆芯有效增殖系数变化可忽略(△keff≈-3×10-6),通道功率最大相对变化仅0.26％,邻近钒探测器信号下降＜1％.研究表明,利用现有VFD孔道辐照生产161 Tb在核安全上完全可接受,为CANDU堆批量生产医用同位素提供了关键的安全论证依据.
CANDU堆161Tb同位素生产堆芯核特性增量截面安全评估
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CANDU-6重水堆由于其独特的不停堆换料设计和高功率密度特性,具备良好的负荷跟踪能力.然而,在机组负荷突变过程中135Xe(氙毒)表现出的显著空间-时滞耦合效应,严重制约了其调峰响应速度和功率控制精度.本文结合CANDU-6重水堆核物理特性与整体功率控制系统运行规律,剖析替代模式下反应堆控制、蒸汽发生器压力控制及汽轮机功率控制的协同逻辑,明确了核物理特性对调峰的约束机制,构建了基于C6SIM空间核动力学模型的空间-时滞耦合预测控制模型,并提出了针对CANDU-6型反应堆的"分层协同"空间调峰策略,总结了调峰过程中的运行限制与安全风险,为CANDU-6核电厂参与电网调峰提供技术参考.
CANDU-6重水堆氙毒效应调峰策略空间-时滞耦合预测控制分层协同控制
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重水堆燃料通道疏排站 12 英寸电位计在卸载乏燃料时,可以指示装卸料机料仓液位控制阀开、关状态,稍有不慎,会导致大量重水损失.近年,该备件价格昂贵、断供且运行期间故障频繁.该类型电位计无替代产品,必须研制.该电位计的一个难点为解决故障频繁,二是耐高辐射剂量,三是双通道同步性.本文通过重新设计结构、材料的优选以及同步性工艺方法,经自研的同步性测试工具测试,实现该备件部分技术指标优于原备件,且完全符合核电厂里的应用,为后续同类型产品的科研奠定了基础.
重水堆装卸料机电位计
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重水堆机组在寿期中需要开展全堆芯燃料通道更换,此为重水堆机组寿期内最大的技改项目.项目的工期对于项目的成败和机组的运行寿命有重要影响.本文通过建模燃料通道寿命与机组寿命的匹配情况计算出与机组寿命匹配的压力管寿命;通过包络研究计算出单机组燃料通道更换工期;通过建模计算出双机组更换燃料通道的窗口模式.综合以上研究结果,得出合理可行且经济性最佳的重水堆双机组全堆芯燃料通道更换的工期.
燃料通道换管工期
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会议论文]
吴立新
牛鹏
吴伟
曹烽华
,2026 - 2026年(第十届)发电行业水处理技术研讨会
重水堆核电站主热传输和慢化剂系统中，溶解氘浓度是关键化学参数，其精准控制可规避系统爆炸风险、抑制设备氧化腐蚀。因原有测量仪器停产、方法失效，本文研发适配重水堆核电站的溶解氘分析方法，同时开展溶解氢(氘)标准液制备的实验探索，确定顶空密封脱气法结合气相色谱的核心技术路线，研制出国产化水中溶解氘分析仪。该仪器实现样品前处理全自动密封操作，各项性能指标达国际先进水平，打破国外技术垄断，为其他重水堆核电机组重水中溶解氘测定提供重要参考。
重水溶解氘顶空密封脱气法气相色谱
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本研究旨在解决水分子同位素(H2O、HDO、D2O)定量难题,提供了理论含量计算方法,提出了基于衰减全反射-傅里叶变换红外光谱(Attenuated Total Reflection-Fourier Transform Infrared Spectroscopy,ATR-FTIR)的定量测试分析手段,利用约1 640 cm-1、1 200 cm-1、2 500 cm-1特征峰测定H2O、D2O分子和O-D化学键含量,间接计算HDO分子含量.该测试分析技术不仅重复性好(5个浓度点3次重复测量的峰面积的相对标准偏差(Relative Standard Deviation,RSD)最大不超过7%)而且线性优异(三条峰面积-理论浓度校准曲线的拟合优度R2均>0.99).盲样测试中D2O偏差为+4.0%,O-D键偏差+3.3%,H2O偏差较大(-8.6%),推测受环境中水汽影响,后续可通过除空气措施改进.本研究突破了现有国家标准检测方法仅能检测O-D含量的局限,首次利用ATR-FTIR对三种分子的同步定量,现公开发布方法与数据集,填补该领域数据空白,为重水堆监测与氘代材料分析提供可靠支撑.
水分子同位素HDO/D2O区分衰减全反射-傅里叶变换红外光谱重水检测
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为降低秦山第三核电厂重水堆含氚废水过滤器芯的氚水平,通过实验室建立了一套滤芯循环风/热风除湿实验装置,以除湿模拟除氚,开展了常温和加热状态下不同流速(5 m3/h、10 m3/h和15 m3/h)滤芯的除湿和分子筛吸湿实验.实验得出分子筛穿透吸水量约 0.056 kg/kg,饱和吸水量约为 0.23 kg/kg;出气口湿度测量值达 3%RH时,分子筛吸水率显著降低.实验结果为除氚装置设计和运行提供了基础数据.
重水堆废水过滤器芯氚处理处置
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介绍了重水堆核电站凝汽器抽真空系统的组成及控制逻辑,根据现场工作的实际经验总结了现系统存在的问题与不足,现存的控制系统运行时间已久,因设备老化及继电器控制系统的固有特征,系统故障率逐年上升.提出了使用PLC控制升级替代现有的控制系统,对改造进行了初步设计及论证,并对改造后的效果进行了展望.PLC控制系统将有效的改善现系统的缺陷率,提高设备的稳定性,并提升控制系统的可拓展性.
继电器PLC抽真空系统
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本研究针对重水堆机组冰塞作业的可行性和可靠性进行了系统性试验与分析.通过开展大量试验,实际测量了冰塞距离封闭端的最小安全距离、冰塞的承压能力、管道内气体及水流对冰塞形成的影响,以及不同规格管道制作冰塞所需时间,并对试验数据进行整理和分析,归纳总结了冰塞作业的客观规律,同时开发了软件算法平台,可用于计算制作冰塞所需的时间等,指导和优化现场冰塞作业.
重水堆冰塞软件算法平台
