對重水堆核電廠冷卻剤重水進行連續淨化，並利用蒸餾分離原理將重水回收系統收集的一般已被污染和降級的重水，經過淨化和升級後復用的系統。
基本介紹
- 中文名：重水堆重水淨化與升級系統
- 外文名：HWR heavy water purification and upgrading system
- 所屬學科：電力系統
對重水堆核電廠冷卻剤重水進行連續淨化，並利用蒸餾分離原理將重水回收系統收集的一般已被污染和降級的重水，經過淨化和升級後復用的系統。
對重水堆核電廠冷卻剤重水進行連續淨化，並利用蒸餾分離原理將重水回收系統收集的一般已被污染和降級的重水，經過淨化和升級後復用的系統。1...
CANDU重水堆重水淨化與升級系統（CANDU HWR heavy water purificationand upgrading system）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義 對CANDU型重水堆核電廠冷卻劑重水進行連續淨化,並利用蒸餾分離原理將重水回收系統收集的一般已被污染和降級的重水,經過淨化和升級後復用的系統。出處 《電力名詞》第三版 ...
重水堆重水淨化與升級 重水堆重水淨化與升級，對CANDU型重水堆冷卻劑重水進行連續淨化，並利用蒸餾分離原理把重水回收系統收集的一般已被污染和降級的重水，經過淨化和升級後復用。
重水堆氘化和除氘系統是重水淨化處理系統。重水淨化處理過程，由於新樹脂中含有75%的輕水，進入重水淨化離子床以前，先要除去輕水，這個過程稱謂氘化。氘化是將一個重水箱的重水不斷流過新樹脂氘化床，逐步用重水置換出輕水，過程完成後，再由駁運系統將氘化後的新樹脂運送到淨化系統的離子床中使用。除氘則相反，...
101重水研究堆（代號HWRR）是我國第一座反應堆。反應堆本體結構如下圖1所示。歷史 1958年6 月13 日首次達到臨界，同年9 月27 日，由陳毅副總理剪彩後，開始提升功率運行。這座反應堆為發展我國的核科學技術，特別是對我國核子彈、氫彈爆炸成功，核潛艇製造，放射性核素輻照生產，基礎和套用基礎研究以及培訓科技人才...
重水堆熱傳輸系統，將循環加壓的重水冷卻劑通過反應堆燃料通道組件，導出燃料組件裂變釋放的能量，高溫重水再導入蒸汽發生器，加熱輕水產生蒸汽；冷卻的重水又經主循環水泵唧送回燃料通道組件的系統。該系統也稱作主熱傳輸系統。在CANDU-6型反應堆中它由380個燃料通道組件、4台蒸汽發生器、4台主循環重水泵、4個反應堆...
重水自排管容器的底部吸取，由泵輸送到兩台熱交換器冷卻，會合後經排管容器水平中分面兩側的8個管嘴注入排管容器。重水進料箱位於排管容器上方，在慢化劑溫度波動時，維持容器的水位大致不變。為了保證慢化劑主系統正常運行，還設定有重水淨化系統、重水堆氘化和除氘系統、液體毒物添加系統、重水供給和取樣系統、重水...
重水堆 重水作慢化劑，重水（或沸騰輕水）作冷卻劑，可用天然鈾作燃料，達到商用水平的只有加拿大開發的坎杜堆，我國正建一座重水堆核電站。石墨氣冷堆 以石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑，用天然鈾燃料，最高運行溫度為360℃，這種堆已有豐富的運行經驗，到90年代初期已運行了650個堆年。快中子堆 採用鈽或高濃鈾作...
CANDU型重水堆的反應性控制是由下列裝置實現。它們從頂部垂直穿過反應堆容器。①調節棒：由強中子吸收體構成，用於均衡反應堆中心區的功率分布，使反應堆的總功率輸出最佳。②增益棒：由高濃鈾代替強中子吸收體，用來補償氙中毒所引起的反應性下降。③區域控制棒：由一些可充輕水的圓柱形隔套組成。④停堆系統：由兩...
重水堆液體區域控制裝置是一款位於反應性控制機構平台和排管容器底部之間的垂直管狀構件。重水堆堆芯分隔成14個艙室，艙室中可充以所需水位的輕水。每個艙室各有4根管子，其中2根管子用於輕水的流進和流出，2根管子用於覆蓋氣體氦的流進和流出。艙室中的水位由氦泡系統來測量，並通過水入口處的控制閥來控制，如圖1...
中核（上海）核電重水堆技術研發有限公司 中核(上海)核電重水堆技術研發有限公司於2016年11月01日成立。法定代表人張振華，公司經營範圍包括：從事重水堆核電科技領域內的技術開發、技術諮詢、技術服務、技術轉讓及重水堆核電工程項目服務等。
在主熱傳輸系統發生失水事故時向堆芯注入輕水，導出堆芯餘熱和衰變熱，以緩解事故後果。在主熱傳輸系統發生失水事故時向堆芯注入輕水，導出堆芯餘熱和衰變熱，以緩解事故後果。系統見圖3。在主熱傳輸系統每條環路的出、入口集管都設有應急堆芯冷卻的注入口。在兩根注入總管上各設一個爆破盤，它將重水與輕水實體...
重水堆排管容器 重水堆排管容器是2020年公布的電力名詞。定義 CANDU型重水堆的壓力管型反應堆容器。由臥式圓筒外殼、兩端的禁止端板和內部數百根排管組成,其主要功能是包容重水慢化劑、支承燃料通道組件和反應性控制機構、形成重水冷卻劑流道,以及提供端部禁止等。出處 《電力名詞》。
CANDU重水堆慢化劑系統（moderator system of CANDU HWR）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義 由排管容器內與冷卻劑隔離的常溫低壓重水慢化劑和相關輔助系統共同構成,具有慢化快中子、冷卻和淨化並用覆蓋氣體保護慢化劑、按需實施液體毒物注入慢的實施第二停堆、失水事故的備用熱阱等功能。出處 《...
重水堆安全支持系統，為安全系統提供可靠的服務，如應急水供應系統、應急電源、備用電源和儀表空氣等安全支持系統。當發生熱傳輸系統失水或蒸汽發生器失去給水時，應急水供應系統可為熱傳輸系統或蒸汽發生器供應耗水，也可為慢化劑熱交換器或應急堆芯熱交換器供水。在秦山三期核電廠設定的2×1200kW應急柴油發電機組(兩台...
用重水即氧化氘作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆現在的反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即減少中子的數量的話，便失去了意義。所以，重水是非常優異的慢化劑，它與石墨並列是最常用的慢化劑。實驗型反應堆是指用作實驗研究工具的反應堆，它...
重水堆氘化與除氘系統 重水堆氘化與除氘系統（HWR deuteration and dedeuteration system）是2020年公布的電力名詞。定義 用重水不斷流過新離子交換樹脂氘化床,逐步用重水置換輕水,施行氘化,以及將去離子水不斷流過廢樹脂除氘床,用輕水取代重水,施行除氘的系統。出處 《電力名詞》第三版。
反應堆的裂變能用重水冷卻並通過和燃料通道相連的冷卻系統導出堆外，並在蒸汽發生器中經熱交換使二次側的輕水變成蒸汽，蒸汽推動汽輪發電機發電。在蒸汽發生器一次側的重水經熱交換後，再經主熱輸泵唧送回反應堆。CANDU-6型重水堆核電廠有各種系統為反應堆和汽輪發電機組及配套設施服務，其中有：主熱傳輸系統和...
圖示為重水堆調節系統的原理圖。當核電廠按機跟堆方式運行時，反應堆的功率定值由手動給定。當核電廠按堆跟機方式運行時，反應堆的功率定值由汽輪機調節級蒸汽壓力控制。此時反應堆功率控制和蒸汽壓力控制兩控制迴路串聯運行。由於汽輪機負荷的變化反映在蒸汽壓力和流量的變化上，故通過蒸汽壓力控制迴路給出相應於汽輪...
重水冷卻堆，以重水作慢化劑的核反應堆堆型。冷卻劑可以是重水、輕水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)。它是熱中子反應堆最理想的慢化劑。以重水作慢化劑的核反應堆堆型。冷卻劑可以是重水、輕水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)。它是熱中子反應堆最理想的慢化劑。由於價格昂貴，重水系統的密閉性要求高。還需...
重水堆停堆冷卻系統是一款套用於核電站的系統。CANDU堆核電廠停堆後，冷卻劑的顯熱和堆的衰變熱先由蒸汽發生器將蒸汽經蒸汽釋放閥排入凝汽器的方法來實現冷卻，使冷卻劑的溫度，從260℃降到177℃；這時，再起動停堆冷卻泵，使停堆冷卻系統投入運行，從177℃進一步冷卻到54℃。正常情況下這需要6h。停堆冷卻系統也...
反應堆建成以後,我國科學工作者就有了優越的條件來進行一系列原子核物理方面的研究工作,同時能生產大量放射性同位素以供工業和醫療使用。重水反應堆 用重水即氧化氘作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆現在的反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即...
《重水堆液體注射停堆系統》當某些重要運行參數超過設計限值，而控制棒停堆系統又失效時，液體毒物將迅速自動注入排管容器內的慢化劑中，使反應堆停堆。該系統由毒物箱、氦氣供給箱、注入管、取樣罐、疏水箱和毒物混合箱等組成(見圖)。6個獨立的立式毒物箱內充滿足夠濃度的硝酸釓重水溶液，並在箱體內設一個聚乙烯...
用來限制失水事故後反應堆廠房發生超壓的程度和持續的時間。用來限制失水事故後反應堆廠房發生超壓的程度和持續的時間。該系統設定在反應堆廠房的穹頂上(見圖)。廠房為雙穹頂，穹頂間是一個環形大水箱，其容量足以供噴淋和安全注射使用。在廠房內穹頂處設有6個獨立的噴淋子系統，在水平面上各占1/6(60°角)，噴淋...
CANDU重水堆排管容器（calandria of CANDU HWR）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義 CANDU型重水堆的壓力管型反應堆容器。由臥式圓筒外殼、兩端的禁止端板和內部數百根排管組成,其主要功能是包容重水慢化劑、支承燃料通道組件和反應性控制機構、形成重水冷卻劑流道,以及提供端部禁止等。出處 《電力...
重水慢化有機冷卻反應堆是一種壓力管式重水堆，其採用重水作為慢化劑，有機化合物作為冷卻劑。壓力管式重水堆 重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料鈽－239的淨產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似...
重水堆燃料通道組件簡單短小的組件設計，意味著燃料製造廠投資小，燃料生產成本低，燃料和相關運行管理費用低。所有引進CANDU機組的國家，在建成第一個機組後都很快就實現了燃料組件製造的國產化，這包括工業基礎比較薄弱的國家，如阿根廷和羅馬尼亞等。重水堆 重水堆按其結構可以分為壓力容器式和壓力管式兩種，但目前達到...
重水堆主熱傳輸系統 重水堆主熱傳輸系統是CANDU型重水堆核電廠用於導出堆芯產生的熱量並穩定反應堆運行壓力的系統。英文名稱：primary heat transport system for HWR，PHTS 套用學科 電力（一級學科），核電（二級學科）
《重水堆反應性控制裝置》是一種垂直管狀構件。在CANDU型反應堆中，反應性控制裝置不僅包括反應性調節裝置和安全停堆裝置，還包括反應堆功率(注量率)測量裝置。其中反應性調節裝置包括液體區域控制裝置、調節棒裝置和機械控制吸收棒裝置；安全停堆裝置包括第1停堆系統中的停堆棒裝置和第2停堆系統中的液體注射停堆裝置...
鈷調節棒組件是重水反應堆調節系統的一部分，其主要功能用途：1）當核電廠在高功率和正常運行條件下，調節棒組件功能是調整中子通量分布以最佳化反應堆功率分布和燃料的燃耗。2）在瞬態工況下，即功率降低或短期停堆後接著需要提高功率時，將鈷調節棒組件部分或全部提出以提供附加的正反應性來克服氙—135濃度的增加；在...