中文名稱 | 壓水堆中子源組件 | 外文名稱 | neutron sourceassembly for PWR |
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壓水堆中子源組件包括初級中子源組(primary neutron source assembly)和次級中子源組件(secondary neutron source assembly),用于提高反應(yīng)堆起動時的中子注量率水平,以使源量程核測儀器能可靠地測出中子注量率水平,從而保證反應(yīng)堆安全起動。
初級中子源組件結(jié)構(gòu)與可燃毒物組件基本相同,由連接板和初級中子源棒組成。初級中子源組件共2組,每組含有一根初級中子源棒,初級中子源材料為Cf源或Po-Be源,它會自發(fā)地發(fā)射出中子,每根初級中子源棒源強不小于3.6×10n/s。初級中子源采用雙層不銹鋼包覆,用于反應(yīng)堆首次起動。
次級中子源組件結(jié)構(gòu)與控制棒組件基本相同,共2組,由連接柄和次級中子源棒組成。次級中子源棒由不銹鋼包殼、Sb-Be源芯塊和上下端塞組成。Sb-Be源是一種穩(wěn)定源材料,銻在反應(yīng)堆運行期間吸收中子活化,銻的γ射線轟擊鈹而釋放出中子。次級中子源組件用于反應(yīng)堆換料后起動,其最低中子強度要求停堆換料3~4個月后仍不小于3.6×10n/s。
初級中子源組件和次級中子源組件均為堆芯內(nèi)不動部件。反應(yīng)堆內(nèi)的中子源主要用于起動反應(yīng)堆,一旦起動起來以后,反應(yīng)堆是能夠自己產(chǎn)生中子并維持一定的中子數(shù)量的。因為核反應(yīng)堆是能維持可控、自持的鏈式核裂變反應(yīng)的裝置。核反應(yīng)堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條件下能在其中發(fā)生自持鏈式核裂變過程。下面我們來討論如何才能達到"維持可控"的,由于"維持可控"的主要含義是在反應(yīng)堆內(nèi)維持一定數(shù)量的中子水平,因此需要先來討論中子和物質(zhì)的相互作用。
一. 沸水堆與壓水堆工作原理 沸水堆(Boiling Water Reactor)字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆,其工作原理為:冷卻水從反應(yīng)堆底部流進堆芯,對燃料棒進行冷卻,帶走裂...
核電站壓水堆和沸水堆的區(qū)別?其中先進技術(shù)是什么?在建核電站中哪些是AP1000技術(shù)?其他采用什么技術(shù)?
目前全球運行的核電站中,絕大部分采用的是二代和二代改進技術(shù),比如日本福島核電站采用的就是第二代核電技術(shù)。以美國西屋公司AP1000和法國阿海琺公司EPR為代表的三代技術(shù)目前正在進行商業(yè)化推廣,中國目前...
高程平面圖,結(jié)合種植土厚度,先堆胚土,再堆種植土。注意平順,曲緩,與硬景相協(xié)調(diào)。
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評分: 4.6
介紹了反應(yīng)堆堆芯中子源的功能,發(fā)射中子的原理以及秦山二期工程一次和二次中子源組件的結(jié)構(gòu)和特點。
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由于鈾部件自發(fā)中子強度弱,特征γ射線能量較低,對密封容器中鈾部件高置信度認證是當(dāng)前軍控核查研究中的一個難點和熱點。本研究利用加速器定時DT中子源,通過高速數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)與多道分析器完成了鈾部件相關(guān)函數(shù)測量。測量了多個質(zhì)量不同的半球殼高濃鈾、貧化鈾及鉛部件,獲得了中子源-探測器之間的相關(guān)函數(shù)C12(τ)和C13(τ),以及探測器-探測器的互相關(guān)函數(shù)C23(τ)。結(jié)合n-γ分辨技術(shù),獲得了不同鈾部件的瞬發(fā)中子衰減常數(shù)α。由測量參數(shù)能夠有效地區(qū)分不同質(zhì)量或濃縮度的鈾部件。
本詞條由“科普中國”科學(xué)百科詞條編寫與應(yīng)用工作項目 審核 。
壓水堆控制棒組件地落在燃料組件的上管座上。落棒時間應(yīng)在規(guī)定范圍內(nèi)。為確??刂瓢粼趯?dǎo)向管內(nèi)的導(dǎo)向,當(dāng)控制棒組件全部抽出時,控制棒下端仍留在導(dǎo)向管內(nèi)。這種控制棒組件的優(yōu)點是控制棒均勻分散分布,因而使嫩料組件內(nèi)中子注量率分布更為均勻,控制效率更高。一組控制棒插人反應(yīng)堆前和插入反應(yīng)堆后的反應(yīng)堆有效增殖系數(shù)之差,稱為該組控制棒反應(yīng)性價值。對于壓水堆,各控制棒組的總的反應(yīng)性價值一般約為7寫一10%??刂瓢糁凶游阵w材料除了采用Ag一In一Cd合金外,亦可采用Hf和B4C。yoshu一du一kongzh一bongzuj一on壓水堆控制棒組件(eontrolredassemblyforPWR)亦稱棒束控制組件(rodelustereontrolassembly),用于反應(yīng)堆起動、停堆和調(diào)整功率以補償反應(yīng)堆反應(yīng)性快速變化的控制部件。典型的控制棒組件見圖。它由一個連接柄和20根控制棒組成。連接柄是一個帶有16根徑向翼的中心筒結(jié)構(gòu),中心筒上部內(nèi)孔帶有溝槽,用以連接驅(qū)動軸下端的可拆芯桿。中心筒下部內(nèi)孔裝有組合彈簧,用以吸收控制棒快插達到行程末端時的沖擊能??刂瓢粲蓨W氏體不銹鋼包殼、中子吸收體及上下端塞組成。下端塞做成彈頭形,以便在快速落棒時減少水的阻力;上端塞帶有縮頸,使控制捧具有更好的柔性以適應(yīng)工作或裝配錯位。中子吸收體材料為80%Ag一15%In、5?合金。該合金具有高的超熱中子吸收性能和相當(dāng)高的熱中子吸收性能,是一種比較理想的中子吸收材料。在反應(yīng)堆運行時,控制棒組件由驅(qū)動機構(gòu)的驅(qū)動軸帶動作上下運動。在緊急停堆時,控制棒組件連同驅(qū)動軸依靠重力快速下降,在通過導(dǎo)向管緩沖段后,控制棒組件就平穩(wěn)螺桿向妞獷比卜彩的礴歸扮盯監(jiān)甲^、、‘六歲公一匕協(xié)︺冷了護.緩沖彈黃級沖彈資接柄導(dǎo)向螺母彈贊座控制棒吸收體拄制棒組件。
《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》涉及壓水堆核電站燃料組件的裝卸技術(shù)領(lǐng)域,更具體地涉及一種壓水堆核該電站的燃料組件裝卸方法。
《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》的目的是提供一種壓水堆核電站燃料的裝卸方法,以在保證燃料組件安全該的前提下,提高換料機的換料效率,縮短大修關(guān)鍵路徑時間,從而給核電站帶來顯著的經(jīng)濟該效益。
《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》提供了一種壓水堆核電站的燃料組件裝載方法,包括:
(1)控制系統(tǒng)驅(qū)動換料機的大車和小車同時運行至目標預(yù)定偏置位置;
(2)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述換料機的主提升下降至第一高度;
(3)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述大車和小車運行至目標位置正上方;
(4)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述主提升下降至堆芯底部。
與2013年7月前已有技術(shù)相比,該發(fā)明的壓水堆核電站的燃料組件裝載方法,現(xiàn)將大車和小車該同時運行至目標預(yù)定的全偏置位置,再將主提升下降至第一高度(即距離堆芯頂部的該8700毫米處),之后將大車和小車運行至目標位置正上方,最后將主提升下降至堆芯底部以完該成燃料組件的裝載過程;即,該裝載方法在保證燃料組件安全的前提下,僅采用了一次偏置該方式(全偏置方式),相比傳統(tǒng)裝載過程中所采用的“全偏置 半偏置”的二次偏置方式,提高該了換料機的換料效率,縮短了大修關(guān)鍵路徑時間,從而給核電站帶來了顯著的經(jīng)濟效益。
較佳地,進行步驟(1)之前還包括:根據(jù)所述換料機的當(dāng)前位置判斷是否進行偏置,根據(jù)判斷結(jié)果進行步驟(1)或步該驟(3)。
具體地,“根據(jù)所述換料機的當(dāng)前位置判斷是否進行偏置”具體包括:以所述大車和所述小車的運動方向維度建立堆芯二維數(shù)組圖;將所述換料機的當(dāng)前位置轉(zhuǎn)換為所述堆芯二維數(shù)組圖中的位置;采用九宮格模型判斷是否進行偏置及偏置方向。
較佳地,進行“采用九宮格模型判斷是否進行偏置及確定偏置方向”之前還包括:判斷所述目標位置是否合法。
具體地,所述第一高度為距離堆芯頂部8.7米處。
相應(yīng)地,該發(fā)明還提供了一種壓水堆核電站的燃料組件卸載方法,包括:
(1)控制系統(tǒng)驅(qū)動換料機的大車和小車同時運行至目標位置正上方;
(2)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述換料機的主提升上升至第一高度;
(3)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述大車和小車同時運行至目標預(yù)定的全偏置位置;
(4)所述控制系統(tǒng)驅(qū)動所述主提升上升至堆芯頂部。
《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》先將大車和小車同該時運行至目標位置正上方,再將主提升上升至第一高度(即距離堆芯頂部的8700毫米處),之該后將大車和小車運行至目標預(yù)定的偏置位置,最后將主提升上升至堆芯頂部以完成燃料組該件的卸載過程;即,該卸載方法在保證燃料組件安全的前提下,僅采用了一次偏置方式(全該偏置方式),相比傳統(tǒng)卸載過程中所采用的“全偏置 半偏置”的二次偏置方式,提高了換料該機的換料效率,縮短了大修關(guān)鍵路徑時間,從而給核電站帶來了顯著的經(jīng)濟效益。