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当某些重要运行参数超过设计限值,而控制棒停堆系统又失效时,液体毒物将迅速自动注入排管容器内的慢化剂中,使反应堆停堆。

该系统由毒物箱、氦气供给箱、注入管、取样罐、疏水箱和毒物混合箱等组成(见图)。6个独立的立式毒物箱内充满足够浓度的硝酸钆重水溶液,并在箱体内设一个聚乙烯浮球,浮球位于箱顶部,系统处于备用状态;毒物注入时,由氦气供给箱来的高压氦气将毒物经6个注入管均匀地注入慢化剂中,实现快速停堆。当毒物箱中毒物排空时,聚乙烯浮球落入箱底的球座上,起密封作用,防止高压氦进入慢化剂而导致排管容器超压。毒物箱底部U形管管段上还设有电导率探针,可测液体毒物中钆的含量。通过取样泵和取样罐可测毒物中钆的浓度。当毒物浓度不能满足要求时,可将毒物混合箱中配制好的硝酸钆溶液输送到毒物箱中,而将不合格的溶液疏排入疏水箱。

1—毒物箱;2—氦气供给箱;3—快开阀;4—浮球;5—手动阀;6—取样泵;7—取样罐;8—慢化剂;9—排管容器;10—慢化剂覆盖气体;11—平衡管

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重水堆液体注射停堆系统简介常见问题

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重水堆核电站核反应堆筒体滑模工程特点,施工方法及保证筒体圆整度、滑模水平度和垂直度控制、滑升速度控制和纠扭等关键施工技术措施。

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核电厂停堆后,堆芯核燃料仍会产生大量衰变热,其持续时间长,如不导出,有可能使核燃料过热而损伤。所以,在核电厂中设有停堆冷却系统、安全注射系统、不间断电源(包括应急柴油发电机)与重要循环冷却水源等 。在任何情况下,即使发生全厂断电与设计基准地震,也要确保堆芯冷却。

本标准适用于重水堆核电厂燃料棒束密封性能的检测,也适用于重水堆核电厂燃料元件密封性能的检测。可检测泄漏率范围为1×10-11Pa·m3/s~1×10-7Pa·m3/s。

重水堆燃料组件概述

CANDU-6反应堆采用标准的燃料棒束,由7个零部件组成(见图)。燃料芯块为压制、烧结的天然二氧化铀圆柱体,将燃料芯块封装在锆-4合金包壳管中构成燃料棒。每根棒中装有约30个芯块,芯块涂有石墨涂层,以减轻包壳与芯块之间的相互作用。用两个端板与燃料端头焊接,将37根燃料棒构成一个整体棒束结构。在每根棒的中部焊上定位垫,以保证所需要的棒间距。在棒束外圈的每根燃料棒靠近两头及中部焊上支承垫,以保证棒束与压力管之间的间隙。

37根棒燃料棒束

燃料通道组件由一根压力管和两个端部件组件组成,如图所示。

1-燃料通道密封塞;2-密封塞密封插入;3-供水管接头;4-衬管;5-端部件本体;6-端部件轴承;7-管子垫圈;8-燃料棒束;9-压力管;10-排管;11-排管容器侧管板;12-端部屏蔽栅格管;13-屏蔽塞;14-端部屏蔽屏蔽球;15-装料机侧管板;16-通道环形波纹管;17-通道定位组件

压力管包容燃料和重水冷却剂,定位在排管容器的排管内。压力管由锆-2.5铌合金制成,具有低的中子吸收截面和高的强度,并有良好的抗腐蚀和抗辐照性能。压力管的壁厚考虑了腐蚀和容许的磨损量,满足应力需要的最低要求。由于压力管处于高温、高压和高辐照的工作环境,设计寿命为25年。

端部件组件属于压力管在堆芯外的延伸部分,两端延伸到端屏蔽外。压力管的两端均用机械胀管连接到端部件上,每个端部件内有一个衬管,热传输系统的冷却剂由供水管进入端部件,经过衬管与端部件之间的环形区,绕着衬管流动,再通过衬管端部的孔进入压力管。端部件本体材料为改进型403不锈钢,衬管材料为无缝410不锈钢。

每个端部件的衬管内有一个屏蔽塞,在换料时屏蔽塞可卸下并储存在换料机的料斗内;完成换料后,装入屏蔽塞,提供通道要求的屏蔽,也可用于燃料束的定位。每个端部件的外侧端在装换料时与换料机的机头连接,在功率运行时,能进行燃料的插入或卸出。换料时,换料机将燃料通道密封塞拆除并储存。在换料机离开燃料通道之前,将密封塞重新装在端部件上。

端部件的侧向管嘴与反应堆进口集管之间连接的供水管以及出口端的侧向管嘴与堆出口集管之间连接的供水管,均为热传输系统的一部分。每个供水管与端部件用法兰连接。

焊在端屏蔽栅格管处的波纹管将燃料通道与排管之间形成的环隙加以密封,并且有挠性,以适应热膨胀和蠕变变形引起的移动。

燃料通道两端均装有定位组件,燃料通道组件通过定位组件固定在一端的端屏蔽管板上,相反方向的一端是自由的,在自由端允许通道的热膨胀和蠕变移动。这种布置能调整两端轴承对压力管总的轴向蠕变伸长。根据计算及运行经验,在12.5个满功率运行年以后,定位组件进行重新调整,即将原来由定位组件固定的一端松开,变成自由端,原为自由端的定位组件则将燃料通道固定在另一端的端屏蔽管板上。

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