重水堆相关论文
基于AP913设备可靠性管理体系和重水堆电厂设备分级的管理实践，结合数字化、智慧化电厂的管理理念，提炼出了贴合重水堆电厂实际的设......
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......
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......
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......
三哩岛事故的经验表明,严重事故下应急响应组织需要及时准确地判断反应堆堆芯状态,以进行可靠的应急决策行动。堆芯损伤评价方法能......
采用静态高压釜在400℃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......
期刊
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-......
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......
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......
会议
秦山第三核电厂1号机组建成投入商业运行后,出现了一系列的燃料破损.电厂工作人员借鉴国外同类型机组燃料破损分析处理方法,同时发......
液体区域控制系统(以下简称LZC)是CANDU重水堆特有的反应性调节系统,其目的是通过改变14个独立区域腔室的轻水液位,来调节反应堆的......
本文用COBRA程序对TACR中装载钍燃料的通道进行了子通道分析,揭示了TACR燃料通道在装载不同钍燃料情况下热工水力情况的异同.为TAC......
与其他堆型电站相比，重水堆电站会产生一定数量的氚，这为个人剂量监测带来一定的复杂性。本文介绍了秦山三期重水堆核电站在个人剂量......
采用电化学方法研究了重水堆核电站一回路引漏管线用304L和316L不锈钢在多种环境中的点蚀行为,包括在30和60℃模拟重水堆一回路溶......
本文简要介绍了中国原子能科学研究院即将退役的101重水研究堆的反应堆结构、重要系统、运行历史和现状,介绍了该堆退役的最终目标......
秦山三期重水堆核电站为两座从加拿大引进的700MW级的CANDU6机组的核电站。CANDU6反应堆利用天然铀(U235富集度为0.71％)作为核燃科，......
本文应用重水堆燃料管理软件包对秦山第三核电厂CANDU-6重水反应堆堆芯进行了数值模拟研究。
针对其中堆芯调节棒系统由钴调节......
本文应用蒙特卡罗方法对秦山三期重水反应堆全堆芯进行了数值模拟研究，建立了正确的全堆芯数值计算模型，为后端物理和屏蔽计算提供了......
秦山核电站王根兴秦山，位于浙江海盐县城武原镇东南９ｋｍ的海塘之滨，传说因秦始皇东巡驾临检阅海上水师而得名，坐落在其山麓的秦山核电站是......
眼球是人体中微量元素含量最富的器官,50年代开始有人研究Cu,Fe,Zn,Mg等元素在眼组织中的作用。已有资料表明,Se,Cu,Zn,Ca,Cr,Co......
本工作采用0.5MNH_4OH+0.7MNH_4ClO_4+0.01M酒石酸钠+0.04％丁二酮肟乙醇溶液为底液,直接测定重水堆内壳活性区沉积物、反应堆主冷却......
第一部分反应堆的应用反应堆大约是在第二次世界大战初期发展起来的。自从1942年美国阿贡国立原子能实验所在芝加哥大学的秘密实......
目前,国外的大多数动力反应堆(沸水堆、压水堆、重水堆)都使用锆基合金(燃料元件包套、输送管道、套管等)。燃料元件包套是保证核......
重水堆空气闸门系统原采用美国HATHAWAY公司BETALARM 3型报警窗,经过十几年的使用,该报警窗逐渐老化,出现按键失灵、报警异常等现......
一、前言从建造第一台小型气冷反应堆的核电站开始,阿尔斯通即参加了核动力建设。1957年在法国Marcoule核电站首次发电。随后几年......
贫铀又称贫化铀,是铀同位素分离过程的副产品。天然铀含有三种主要同位素,即铀238、铀235和铀234,其含量(或丰度)分别为99.28％、0.......
核电站是解决世界能源最现实的途径之一。从1954年世界上第一座核电站建成以来,世界上核电站发展很快,特别是进入70年代以来,核电......
由于堆内构件热膨胀和安装方面的要求,堆内构件在轴向和径向都要有一定的空间裕度。堆内构件在流经它的高速流体作用下产生振动,......
改进型重水堆(MHWRR) (以下称871)工艺管综合水力试验是871工程的一项重大试验,已于1990年12月8日全部完成。871工艺管是对101工......
1.1外照射个人剂量监测1986年全院接受外照射个人剂量监测的工作人员共计1330人。全身外照射集体剂量当量为3.86 man·Sv(386 man......
本工作是IAEA组织的由多国参加的研究项目,其目的是建立一个完整的、世界公认的、用于轻水堆与重水堆设计与安全研究的堆内材料热......
图1中(a),(b)和(c)分别示出改进后的研究性重水堆(HWRR-3)在正常、异常和事故三种工况下的中子噪声功率谱密度(PSD)。在正常工况......
根据压水堆元件(3×3-2)堆内考验组件安全要求,本文对考验组件在结构上和堆内考验过程中常见事故、中等事故进行了分析计算。热工......
1989年重水反应堆共运行113.1天,累积释放能量920.2MW·d,全年的辐射监测结果如下:(1)外照射个人剂量监测全年接受γ辐射及热中子......
含氚废水是重水堆产生的放射性废水之一,氚水与普通水的物理,化学性质一样,要从放射性水中除去氚是很困难的。经初步实验,用水泥......
在核反应堆设计与安全分析过程中,反应堆材料的热物性参数作为设计与安全分析的主要输入参数,其重要性显得尤为突出,本工作的主要......
Zr合金的辐照生长试验是在重水堆上完成的,这个试验的目的是检验国产Zr合金中子辐照生长的影响。生长样品装入铝制的辐照罐内,罐......
为了满足反应堆运行上的急需,本院重水堆运行室于1986年11月中旬至12月初做了一次高比放含氚废水(冷却池元件保存套管中的废水)的......
大家或许还没有忘记,1994年,在沸沸扬扬的朝鲜核问题上,已故朝鲜领导人金日成和现领导人金正日都提出由美国和其他国家将其5兆瓦......
