CANDU重水堆燃料裝卸系統（CANDU HWR refueling system）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。
CANDU重水堆燃料裝卸系統（CANDU HWR refueling system）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義重水核電廠進行新燃料接收、檢驗、貯存、轉運和不停堆換料,以及乏燃料轉運、貯存等...
重水堆核電廠採用不停堆裝卸燃料，裝卸料機需在高溫高壓下與反應堆燃料通道相銜接，進行換料。整個燃料裝卸系統包括新燃料儲存和轉運、燃料更換以及乏燃料轉運和儲存。這個系統的運行主要由計算機遠距離自動控制。由於乏燃料包含的裂變產物具有強放射性，整個系統採用生物禁止和排風控制。新燃料儲存和作業系統 這個系統包括...
CANDU 特點 CANDU型堆的特點是堆心使用壓力管(代替壓水堆的壓力容器)，用重水作為慢化劑和冷卻劑,以天然鈾作燃料，採用不停堆更換燃料。反應堆本體 為一水平放置的筒形容器（稱排管容器），裡面盛低溫低壓的重水慢化劑。容器內貫穿有許多根水平管道（壓力管），其中裝有燃料棒束和作為冷卻劑的高溫、高壓重水。由主...
CANDU反應堆使用重水當作中子減速劑和反應堆冷卻劑，核燃料使用未經濃縮的天然鈾礦。甚至可以直接使用混合氧化物核燃料(MOX fuel)或是再處理鈾當作燃料。CANDU反應堆利用核分裂的熱能產生電力。CANDU源自“CANada Deuterium Uranium”。有兩種主要類型的CANDU反應堆，最初的設計大約500MWe，旨在用於大型工廠的多反應堆裝置...
CANDU型重水堆燃料，它是由天然UO2陶瓷芯塊，Zr-4合金包殼管、端塞、隔離塊、支承墊和端板等部件組成的棒束。燃料元件基本結構 1-端塞；2-端板；3-包殼管；4-芯塊；5-石墨塗層；6-支承墊；7-隔離塊；8-壓力管 每隻CANDU-6型燃料棒束是由37根單棒組成。UO2芯塊裝入壁厚0.4mm的Zr-4合金包殼管內...
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...
CANDU-6反應堆採用標準的燃料棒束，由7個零部件組成 CANDU-6反應堆採用標準的燃料棒束，由7個零部件組成(見圖1)。燃料芯塊為壓制、燒結的天然二氧化鈾圓柱體，將燃料芯塊封裝在鋯-4合金包殼管中構成燃料棒。每根棒中裝有約30個芯塊，芯塊塗有石墨塗層，以減輕包殼與芯塊之間的相互作用。用兩個端板與燃料...
重水堆中最有代表性的是加拿大坎杜堆(CANDU)。如圖1所示為加拿大坎杜重水堆核電站的示意圖。表則給出了坎杜重水堆一迴路參數。坎杜堆 坎杜重水堆本體結構包括燃料元件、壓力管組件、反堆容器、裝卸料系統和反應性控制裝置等。坎杜重水集採用短棒束型燃料元件。燃料元件棒的包殼材料為鋯-4合金，壁厚約為6.33mm，...
重水堆裝卸料機的功能是從新燃料口接受新燃料棒束，並將它們裝入反應堆燃料通道內；從反應堆接受乏燃料棒束，並將它們卸入乏燃料口內。裝卸料機由裝卸料機頭、托架、行車和橋架等組成，此外還有重水系統、油壓系統和電控系統作為它的輔助系統。裝卸料機頭支撐在托架上，托架懸掛在行車上。當裝卸料機頭在反應堆面...
重水堆燃料棒束是以天然UO2為陶瓷燃料芯塊、鋯-4合金為包殼及結構材料組成重水堆用短棒束型燃料組件的加工過程。在近40年的發展過程中，其燃料棒和棒束的結構與製造工藝得到了不斷地改進和發展。圖示為經過改進完善並標準化了的CANDU6型重水堆燃料棒束，由UO2芯塊、鋯包殼、石墨中間層、端塞、隔離塊、支承墊...
重水堆燃料棒束製造是一個核反應相關名詞。以天然UO2為陶瓷燃料芯塊、鋯-4合金為包殼及結構材料組成重水堆用短棒束型燃料組件的加工過程。在近40年的發展過程中，其燃料棒和棒束的結構與製造工藝得到了不斷地改進和發展。圖示為經過改進完善並標準化了的CANDU6型重水堆燃料棒束，由UO2芯塊、鋯包殼、石墨中間...
《核材料科學與工程：重水堆燃料元件》可供從事核能發電、反應堆、燃料元件設計、製造的科技人員和大專院校有關專業的師生以及對重水堆核電站及其燃料元件製造、加工感興趣的廣大讀者閱讀。目錄 第1章 概述 1.1 重水堆核電站發展過程 1.2 CANDU重水堆及其燃料元件 1.2.1 CANDU重水堆 1.2.2 CANDU堆燃料元件 1....
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 《...
重水堆分壓力殼式重水堆和壓力管式重水堆(見重水堆核電廠)。壓力殼式重水堆控制與壓水堆控制大體相似。壓力管式重水堆(以CANDU 6型重水堆為例)是通過提出停堆棒、自動添加硝酸釓毒物、調節控制吸收棒和調節堆芯每個分區內的輕水小室的水位高度等多種手段來控制反應性的。停堆系統除通過斷開停堆棒離合器使其落入...
CANDU重水堆壓力管（pressure tube for 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 作為反應堆一迴路熱傳輸系統承壓邊界的一部分,在排管容器排管內支承和定位燃料組件並形成重水冷卻劑流道的鋯-2.5鈮合金圓管,具有低的中子吸收截面和高的強度,並有良好的抗腐蝕和抗輻照性能,使用壽期約25...
長期從事核材料技術的開發與研究，在金屬型核燃料元件、研究堆核燃料元件、靶件和鈾材料等方面做出了貢獻。目錄 第1章概述 1.1重水堆核電站發展過程 1.2CANDU重水堆及其燃料元件 1.2.1CANDU重水堆 1.2.2CANDU堆燃料元件 1.3CANDU堆的未來發展 1.3.1CANDU-9反應堆 1.3.2燃料設計的最佳化 1.3.3燃料通道...
系統介紹 應急堆芯冷卻系統作為CANDU重水堆核電站的四個專設安全系統之一，其不可用度要求小於10E-3/年。為滿足此要求，CANDU電站現在的運行實踐要求對能動設備進行定期試驗，試驗周期大都為一個月。核電站按縱探防禦原則設定三道實體屏障：燃料包殼、反應堆熱傳輸系統壓力邊界和安全殼。把放射性物質包容在連續幾層...
