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公开(公告)号：CN108648845A
公开(公告)日：2018-10-12
申请号：CN201810379764.4
申请日：2018-04-25
摘要： 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法，属于核电厂燃料管理技术领域。本发明存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。高浓铀探测器的存储方法采用上述存储容器实现。本发明结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN108648845B
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN201810379764.4
申请日：2018-04-25
摘要： 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法，属于核电厂燃料管理技术领域。本发明存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。高浓铀探测器的存储方法采用上述存储容器实现。本发明结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN208141842U
公开(公告)日：2018-11-23
申请号：CN201820600193.8
申请日：2018-04-25
摘要： 一种含高浓铀探测器用的存储容器，属于核电厂燃料管理技术领域。本实用新型存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。本实用新型结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN208111102U
公开(公告)日：2018-11-16
申请号：CN201820598966.3
申请日：2018-04-25
IPC分类号： G21F5/008
摘要： 一种含高浓铀探测器退役后用的存储容器，属于核电厂燃料管理技术领域。本实用新型存储容器包括由上至下设置的上端盖、上部箱体、下部箱体、底座；所述上部箱体设置为屏蔽结构，用于存储含高浓铀探测器的裂变室组件；所述存储容器的外壁由不锈钢构成。本实用新型结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放且便于放入乏燃料运输容器中以确保后续运输至后处理厂。
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公开(公告)号：CN112052998B
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202010936983.5
申请日：2020-09-08
申请人： 三门核电有限公司
摘要： 本发明涉及乏燃料水池沸腾时间预测技术领域，具体为一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法。一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统，包括乏燃料衰变热计算模块，用于通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热；生产实时数据获取模块，用于获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据；水池换热计算模块，用于通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系。本申请能够实时预测乏燃料水池的沸腾时间，在事故工况下，实时获取机组乏燃料水池温度计算的相关参数，并实时反馈乏燃料水池温度随时间的变化及乏燃料水池沸腾时间、组件裸露的时间。
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公开(公告)号：CN109639681B
公开(公告)日：2022-04-05
申请号：CN201811532011.9
申请日：2018-12-14
申请人： 三门核电有限公司
IPC分类号： H04L67/1001 , H04L67/1095 , H04L67/1097 , H04L67/12 , H04L9/40
摘要： 一种在线堆芯功率分布监测系统，属于核电站堆芯监测技术领域。系统包括第一监测服务器、第二监测服务器、预测服务器、第一隔离装置、第二隔离装置、镜像服务器、客户终端；所述第一监测服务器和所述第二监测服务器用于实时监测堆芯功率分布，监测数据经第一隔离装置传输给所述预测服务器；所述预测服务器将监测数据经第二隔离装置传输给所述镜像服务器；所述镜像服务器经防火墙与所述客户终端双向通信。本发明在不改变原工业网络设计的基础上，利用新的网络架构实现核电厂工业网络与行政办公网络之间的隔离，影响小，施工量少，费用低，并能确保监测实时性。
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公开(公告)号：CN109887627B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201910139522.2
申请日：2019-02-26
申请人： 三门核电有限公司
IPC分类号： G21C17/108 , G21D3/00 , G21D3/06
摘要： 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统，属于核电站堆芯安全技术领域。系统包括堆内平均轴向通量偏差获取模块、堆外轴向通量偏差获取模块、偏差项逻辑模块、堆芯平均轴向通量偏差获取模块；堆内平均轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆内平均轴向通量偏差补偿信号正输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号并经过τ时间延迟后负输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块；偏差项逻辑模块的输出信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块。本发明能确保实时计算偏差项有效/无效下,系统均能输出堆芯平均轴向通量偏差。
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公开(公告)号：CN109256226B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201811305861.5
申请日：2018-11-05
申请人： 三门核电有限公司
IPC分类号： G21C17/10 , G21C17/108
摘要： 一种反应堆临界外推监督系统及方法，属于反应堆技术领域。系统包括两个装载于堆芯中且对称分布的中子源组件，靠近中子源组件设置的第一、第二源量程中子探测器，远离中子源组件设置的第三、第四源量程中子探测器。方法包括在堆芯处于较深次临界状态下，基于第一、第二源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；随着正反应性操作引入堆芯，次临界度不断减小，第三、第四源量程中子探测器具有有效计数率后，基于第一、第二、第三、第四源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；堆芯达到临界状态时，停止向堆芯引入正反应性操作。本发明能有效监督堆芯的临界安全，并能够更为准确地预估堆芯的临界状态，确保反应堆能够安全、可控地达临界。
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公开(公告)号：CN112086212A
公开(公告)日：2020-12-15
申请号：CN202010964412.2
申请日：2020-09-15
申请人： 三门核电有限公司
IPC分类号： G21C17/104
摘要： 本发明涉及反应性仪测试技术领域，具体为一种反应性仪离线标定测试方法及系统。一种反应性仪离线标定测试方法，包括步骤S01连接信号发生器与反应性仪并完成信号发生器与反应性仪的开机预热；S02通过信号发生器输出稳定的微电流，模拟现场核测通道的本底噪声电流，检测反应性仪能否准确测量，并验证反应性仪对本底电流的补偿消除功能；S03在低功率物理试验对应的电流水平下，通过信号发生器产生指定周期的e倍增电流信号。本申请的反应性仪离线标定测试方法及系统不仅可以验证基于点堆模型的反应性测量精度，同时可以验证反应性仪的DRWM功能可用性，基本覆盖了反应性仪在低功率物理试验期间的所有使用场景，且方法具有很好的可执行性。
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公开(公告)号：CN109887627A
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201910139522.2
申请日：2019-02-26
申请人： 三门核电有限公司
IPC分类号： G21C17/108 , G21D3/00 , G21D3/06
摘要： 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统，属于核电站堆芯安全技术领域。系统包括堆内平均轴向通量偏差获取模块、堆外轴向通量偏差获取模块、偏差项逻辑模块、堆芯平均轴向通量偏差获取模块；堆内平均轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆内平均轴向通量偏差补偿信号正输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号并经过τ时间延迟后负输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块；偏差项逻辑模块的输出信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块。本发明能确保实时计算偏差项有效/无效下,系统均能输出堆芯平均轴向通量偏差。
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