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公开(公告)号：CN115236717A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210651316.1
申请日：2022-06-10
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种临界事故探测方法，属于临界事故探测领域，通过多信号多维度进行临界事故识别及报警，降低了临界识别的漏报率，提高了临界事故报警系统的临界事故识别能力，为工作人员的健康和安全防护提供了有利保证。为了提高临界事故探测精度和灵敏度，根据三维剂量场剂量率分布确定探测器的布置位置，并且在进行累积剂量计算时扣除了正常运行状态下探测器的本底累积剂量，使临界事故判定结果更加准确可信，为工作人员的健康和安全防护奠定了基础。采用本发明公开的一种临界事故探测方法，具有漏报率低，临界事故识别能力强、判定准确度高以及反应灵敏的优点。
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公开(公告)号：CN112117021A
公开(公告)日：2020-12-22
申请号：CN202010871963.4
申请日：2020-08-26
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于放射性核素生产技术领域，具体涉及一种放置在核反应堆内的方形组件中的碳14靶件棒，设置在核反应堆的方形组件中，用于生产碳14材料，方形组件用于设置可燃毒物棒。该碳14靶件棒包括密封的圆柱形的靶件棒(2)，靶件棒(2)内装有氮化铝粉末。通过本发明所提供的一种放置在核反应堆内的方形组件中的碳14靶件棒能够生产出足够产量的高品质碳14，靶件棒(2)的发热功率极低，不会导致堆芯的冷却剂的最高温度超过限值，对堆芯的安全性没有影响，运行参数几乎没有变化，且国内或国际上所有使用方形组件作为燃料的机型均可应用。
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公开(公告)号：CN112069670A
公开(公告)日：2020-12-11
申请号：CN202010884823.0
申请日：2020-08-28
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F119/14
摘要： 本发明涉及一种逼近临界过程中的有源临界装置蒙特卡罗模拟方法，适用于有外中子源的核临界装置中子学物理分析领域。该方法将连续的中子输运过程分解成逐代的模拟计算，并根据逐代的系统中子有效增殖因子及逐代的物理量统计计数，加权求和以得到核临界装置功率水平、中子通量分布等物理量的最终计算结果。该方法实现了核临界装置逼近临界过程中的外中子源输运过程的蒙特卡罗模拟，避免了因蒙特卡罗方法本身的随机性造成的某代外中子源无限输运计算不终止的情况，是一种先进的、具有工程可行性的有源临界装置中子输运过程蒙特卡罗模拟方法。
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公开(公告)号：CN110729063A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201910899649.4
申请日：2019-09-23
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种核燃料后处理中混合澄清槽的临界安全控制方法。所述的控制方法包括限制混合澄清槽单级宽度、相口尺寸，并在混合澄清槽外壁上设置中子毒物。利用本发明的核燃料后处理中混合澄清槽临界安全控制方法，能够根据中子毒物的类型、厚度以及混合澄清槽的宽度，使混合澄清槽在满足临界安全要求的前提下处理能力得到显著提升。
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公开(公告)号：CN109063231A
公开(公告)日：2018-12-21
申请号：CN201810620044.2
申请日：2018-06-15
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F17/50
摘要： 本发明属于核安全评价技术领域，涉及基于GUM导则的核素不确定度对临界系统keff影响的评定方法。所述的评定方法包括如下步骤：(1)实验验证：使用燃耗模拟程序对实验数据进行验证，对比每个实验数据中给出的核素成分含量测量值与燃耗程序模拟的核素成分含量计算值；(2)确定不确定度来源各个分量的标准不确定度；(3)确定给定燃耗下临界系统对不同核素的灵敏度；(4)确定合成标准不确定度；(5)确定扩展不确定度；(6)确定计算偏差；(7)确定总不确定度。利用本发明的基于GUM导则的核素不确定度对临界系统keff影响的评定方法，能够使核临界分析中临界限值的计算更为准确。
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公开(公告)号：CN107785091A
公开(公告)日：2018-03-09
申请号：CN201710815388.4
申请日：2017-09-12
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21F9/36
CPC分类号： G21F9/36
摘要： 本发明属于乏燃料贮存和临界安全控制技术领域，具体涉及一种乏燃料组件贮存架，用于在贮存水池内放置棒状的乏燃料组件，包括若干个规格一致、垂直设置在贮存格架上、呈阵列排列的长方体型的贮存单元，贮存单元由不锈钢板构成，横截面为正方形,内部由中子毒物板隔成贮存内腔，乏燃料组件垂直贮存在贮存内腔内；阵列中的贮存单元彼此交错的设置在两个不同的高度上，侧平面相邻的贮存单元彼此处于两个不同的高度，侧棱柱相对的贮存单元彼此处于同一高度；各个贮存单元内的乏燃料组件的顶端和底端随贮存单元的高度不同而在轴向上彼此错开。该贮存架在满足临界安全的要求的条件下，使相邻贮存单元之间的栅距减小，增加了贮存单元2的排列数量。
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公开(公告)号：CN107170500A
公开(公告)日：2017-09-15
申请号：CN201710238450.8
申请日：2017-04-13
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种含双层中子毒物的核燃料贮存系统。所述的核燃料贮存系统包含多个核燃料贮存单元、双层中子毒物、中子慢化介质、燃料组件存放区、以及燃料组件存放区中存放的燃料组件，每个核燃料贮存单元依靠外壁的包围形成内部空间，内部空间中设置双层中子毒物；每层中子毒物的横截面均为L形，且L形横截面的两端与所述的每个核燃料贮存单元的外壁相交；双层中子毒物之间形成一定的空隙，所述的空隙中填充所述的中子慢化介质，每个核燃料贮存单元中靠内侧的一层中子毒物与该核燃料贮存单元的外壁包围形成所述的燃料组件存放区。利用本发明的核燃料贮存系统，可以提高核燃料组件贮存的经济性和安全性，增大贮存能力。
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公开(公告)号：CN106297905A
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201610717889.4
申请日：2016-08-24
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C3/326
CPC分类号： Y02E30/38 , G21C3/326 , G21C2003/3265
摘要： 本发明涉及一种径向多分区布置的MOX燃料组件装载方法，沿径向对MOX燃料组件进行多个分区，对每个分区中的Pu含量进行设计装载，位于组件外部分区的燃料芯块Pu的含量低于位于组件内部分区燃料芯块Pu的含量，并保证组件平均Pu的含量满足设计要求，同时考虑燃料芯块种类所带来的燃料制造难度问题，以降低MOX燃料组件与UO2燃料组件间能谱的干涉效应引起的MOX燃料组件与UO2燃料组件交界面处较大的堆芯功率峰值因子，实现了全新的MOX燃料组件径向装载设计，提高了燃料组件的性能。
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公开(公告)号：CN104112486B
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201410271775.2
申请日：2014-06-18
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及核燃料后处理厂溶解器的临界安全控制技术，具体涉及一种离散式固体中子毒物布置的溶解器临界安全控制方法，包括置于溶解器壁和大吊篮壁之间的溶解液中的若干根中子毒物棒，所述中子毒物棒包括毒物包壳和设置在毒物包壳内的中子毒物，相邻的中子毒物棒之间通过若干层紧固连接件进行连接。本发明的离散式中子毒物布置的溶解器临界安全控制方法，提高了后处理厂关键工艺设备溶解器的处理量，可以解决后处理厂关键的临界安全控制问题。同时，其不会干扰正常的溶解过程，能防止核燃料短段对中子毒物棒的冲击和破坏。
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公开(公告)号：CN103400619B
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201310276605.9
申请日：2013-07-03
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C19/20
摘要： 本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种先进的1/4堆芯年换料装载方法。堆芯由177组燃料组件组成，所述压水堆核电站先进1/4堆芯年换料装载方法包括换料循环每次换料更换1/4堆芯即44组的燃料组件，即装入44组新燃料组件，卸除44组燃耗较深或富集度较低的已辐照燃料组件；新燃料组件布置于堆芯外区，已辐照的燃料组件布置于堆芯内区。该方法提高了177组燃料组件组成的压水堆堆芯的安全性和经济性。
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