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公开(公告)号：CN112558135A
公开(公告)日：2021-03-26
申请号：CN202011355838.4
申请日：2020-11-27
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G01T1/167 , G01T1/36 , G01N23/046
Abstract: 本发明提供了一种核设施废物包放射性特性的检测系统，包括透视成像模块、扫描测量模块及计算控制模块，所述透视成像模块、扫描测量模块均与所述计算控制模块通讯连接。本发明还提供一种核设施废物包放射性特性的检测方法。相对于现有技术，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法，更贴近于现场实际情况，便于现场实施，评估结果更为可信。
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公开(公告)号：CN118011451A
公开(公告)日：2024-05-10
申请号：CN202410008487.1
申请日：2024-01-03
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种液态流出物在线监测系统及方法，液态流出物在线监测系统包括样品处理及探测模块、取样泵、流量计、取样管道和回流管道；所述取样管道和回流管道分别连接在所述样品处理及探测模块和废液排放管线之间；所述取样泵设置在所述取样管道或回流管道上；所述样品处理及探测模块包括浓缩处理装置、并联连接在所述浓缩处理装置和所述回流管道之间的H‑3处理探测装置、C‑14处理探测装置、γ核素识别及核素活度浓度探测装置、放射性核素处理探测装置。本发明的液态流出物在线监测系统，实现核电厂液态流出物中核素识别及其放射性活度浓度自动在线测量，替代取样和实验室分析工作，提高效率同时减少人工投入，减少人员职业照射风险。
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公开(公告)号：CN114662419A
公开(公告)日：2022-06-24
申请号：CN202210234211.6
申请日：2022-03-09
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G01T1/178 , G01T1/02 , G06F113/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核电厂功率运行工况下管道沉积源项本底评估系统及方法，该方法包括：S1.测量活化腐蚀产物核素i的活度比εi、管道表面剂量率D和一回路冷却剂中核素i的活度浓度Ci；S2.建模并计算由沉积中的活化腐蚀产物贡献的管道表面有效剂量率Dd；S3.建模并计算沉积源项中活化腐蚀产物核素i的表面活度；S4.建模并计算管道沉积源项对探测器总计数率CPS或总吸收剂量率Gy/h。本发明的核电厂功率运行工况下管道沉积源项本底评估系统及方法，测量活化腐蚀产物核素i的活度比、管道表面剂量率、一回路冷却剂中核素i的活度浓度，建模并计算管道沉积源项对探测器总计数率CPS或总吸收剂量率Gy/h，实现了机组功率运行工况下对沉积源项本底的评估。
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公开(公告)号：CN111180018B
公开(公告)日：2022-03-22
申请号：CN201911217536.8
申请日：2019-12-03
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核设施固体废物包放射性活度评估方法和系统，所述方法是在放射性废物的产生或处理阶段，记录其易测核素典型γ能谱的对应日期T0，根据放射性废物产生或处理阶段的易测核素典型γ能谱，采用辐射屏蔽计算程序根据放射性废物特征、废物包特征和废物装填特征建立屏蔽计算废物模型，计算出放射性废物中单位量易测核素对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值，最后结合测得的废物包表面剂量率计算得到废物包中每种易测核素的活度。与传统的取样实验室放化分析和NDA方法相比，本发明解决了废物包取样和测量困难的问题，且测量评估结果比NDA方法精确度更高。
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公开(公告)号：CN111158037A
公开(公告)日：2020-05-15
申请号：CN202010001713.5
申请日：2020-01-02
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核设施固体废物包放射性活度评估方法和系统，所述方法是在放射性废物的产生或处理阶段，建立屏蔽计算废物模型计算出放射性废物中单位量易测核素对放射性废物表面剂量率测量位置的剂量率贡献值，结合放射性废物表面剂量率计算得到放射性废物中各放射性核素的活度，并在将放射性废物处理形成废物包后，根据放射性核素的衰变对废物包中易测核素的活度进行修正，得到每一放射性废物中每种易测核素的修正活度，对全部放射性废物中同种易测核素的修正活度加和得到废物包中该种易测核素的活度。与传统的取样实验室放化分析和NDA方法相比，本发明解决了废物包取样和测量困难的问题，且测量评估结果比NDA方法精确度更高。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111145923A
公开(公告)日：2020-05-12
申请号：CN201911171562.1
申请日：2019-11-26
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其包括以下步骤：1)将保温密闭筒体置于燃料水池中，并向燃料水池注入去离子水；2)将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件装入保温密闭筒体内，并用顶盖封盖保温密闭筒体；3)对保温密闭筒体充气排水，并保压检漏；4)对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温；以及5)从保温密闭筒体取样，并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr-85放射性浓度检测。相对于现有技术，本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法通过保温密闭筒体抽真空、电加热和Kr-85放射性浓度加压测量技术，加速乏燃料组件中Kr-85的释放，增加Kr-85的总活度，提高Kr-85放射性浓度测量准确性，准确判断乏燃料组件的完整性。
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公开(公告)号：CN119470953A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411609360.1
申请日：2024-11-12
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种反应堆厂房放射性废液测量装置、取样测量系统及方法。其中的反应堆厂房放射性废液测量装置包括：测量模块，包括受测液容器、第一液位监测模块和放射性测控模块，所述第一液位监测模块设于所述受测液容器的周侧，所述放射性测控模块设于所述受测液容器的下方，其中，所述受测液容器用于容纳受测的放射性废液，所述第一液位监测模块用于监测所述受测液容器中的液位，所述放射性测控模块用于测量放射性废液的放射性浓度；第一定量进样模块，所述第一定量进样模块连接所述受测液容器，所述第一定量进样模块用于对所述受测液容器定量注入放射性废液。通过上述技术方案实现了无人介入的情况下进行测量，保证了工作人员的辐射安全。
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公开(公告)号：CN118966867A
公开(公告)日：2024-11-15
申请号：CN202410967289.8
申请日：2024-07-18
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂工作人员组集体剂量的统计系统及统计方法，统计系统包括电子个人剂量计，用以在辐射控制区内，测量工作人员的剂量数据，以及发送剂量数据和定位信号；通行卡读卡器，用以获取工作人员的身份信息；扫描枪，用以获取工作人员的工单信息，工单信息包括至少一个工作项，每一工作项包括至少一个活动项；入口剂量计读出器，用以读取电子个人剂量计的编号信息，并将身份信息和工单信息写入电子个人剂量计中；出口剂量计读出器，用以读取电子个人剂量计中的编号信息、身份信息、工单信息和剂量数据。本发明实现核电厂内工作项的活动项工作人员组集体剂量的准确评估。
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公开(公告)号：CN118888179A
公开(公告)日：2024-11-01
申请号：CN202410912391.8
申请日：2024-07-09
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种流出物监督性系统及其废液收集转运方法，具体涉及潜在放射性废液处理技术领域。所述流出物监督性系统包括分布在不同楼层的多间实验室和废液收集系统，所述废液收集系统包括废液排放点、废液收集管网、废液排放母管和废液地坑，所述废液排放点设置在多间所述实验室内；所述废液收集管网设置于每层楼层上，并与所述楼层实验室内的废液排放点连通；所述废液排放母管与各层的所述废液收集管网连通；所述废液地坑与所述废液排放母管连通；其中，每层所述实验室产生的废液在重力作用下经所述废液排放管网排向所述废液母管，进而排入所述废液地坑。该系统可独立进行监督性工作并可实现潜在放射性废液的非能动集中收集。
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公开(公告)号：CN112558135B
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202011355838.4
申请日：2020-11-27
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G01T1/167 , G01T1/36 , G01N23/046
Abstract: 本发明提供了一种核设施废物包放射性特性的检测系统，包括透视成像模块、扫描测量模块及计算控制模块，所述透视成像模块、扫描测量模块均与所述计算控制模块通讯连接。本发明还提供一种核设施废物包放射性特性的检测方法。相对于现有技术，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法，更贴近于现场实际情况，便于现场实施，评估结果更为可信。
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