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公开(公告)号：CN115267873B
公开(公告)日：2024-04-19
申请号：CN202210917870.X
申请日：2022-08-01
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质，涉及反应堆放射性测量技术领域，其技术方案要点是：获取目标管道或设备的γ能谱，并依据γ能谱确定沉积源项的放射性核素的种类；依据间隔周期测量目标管道或设备外界的γ剂量率；采用蒙特卡洛方法建立主管道γ剂量率测量时的理论计算模型，并依据理论计算模型计算得到沉积源项和γ剂量率之间的转换因子；结合γ剂量率随时间的变化情况和放射性核素的放射性衰变常数对沉积源项进行分析，得到不同放射性核素的活度水平。本发明降低了测量期间的工作人员受照剂量，可用于高剂量区域和现场可达性较差时的沉积源项测量分析。
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公开(公告)号：CN116699677A
公开(公告)日：2023-09-05
申请号：CN202310514925.7
申请日：2023-05-09
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明涉及中子能谱测量技术领域，具体涉及一种旋转固体慢化体的中子测量系统及方法。本发明包括控制电路、球形慢化体、探测器、电子学后处理、反馈电路，所述探测器位于球形慢化体内部中心位置，与球形慢化体同心，所述球形慢化体中心设有中心轴，所述中心轴与控制电路连接，所述探测器与电子学后处理连接，所述电子学后处理分别与反馈电路连接，所述反馈电路与控制电路连接。本发明能够通过旋转对慢化体进行快速调节，进而实现中子能谱测量。
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公开(公告)号：CN114496315A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202210147487.0
申请日：2022-02-17
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C7/00 , G21C17/108
摘要： 本发明公开了以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：从已运行反应堆所循环卸出的组件中筛选出达到预设燃耗深度的已辐照燃料组件；将已辐照燃料组件装入新反应堆中靠近堆外源量程探测器侧，作为首循环启动中子源。本发明将已运行的反应堆经过论证后的已辐照燃料组件装入新反应堆，用作新反应堆首循环的启动中子源；使得新反应堆不需要再使用一次中子源组件，为新反应堆省略了一次中子源组件，继而减少了放射性废物产生量，可显著降低放射性废物贮存和后处理成本；同时布置方式简单，避免了对临界安全不利的盲区问题。
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公开(公告)号：CN112991116A
公开(公告)日：2021-06-18
申请号：CN202110351162.X
申请日：2021-03-31
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种核电厂场外应急响应实景仿真方法及系统，该方法通过获取待仿真应急响应指令调用对应的场外应急计划，并基于待仿真应急响应指令携带的待仿真事故场景标识，生成对应的四维场外应急场景，然后在四维场外应急场景中，根据场外应急计划执行应急行动，获取演习结果，并对不合格的场外应急计划生成纠正计划标识以对其进行纠正，使其成为合格的场外应急计划，为实际发生事故时制定出最可靠有效执行方案以指导公众和物资的撤离。
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公开(公告)号：CN111816334A
公开(公告)日：2020-10-23
申请号：CN202010699097.5
申请日：2020-07-20
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 杨志海 , 周高斌 , 罗英 , 崔怀明 , 钟元章 , 于天达 , 李兰 , 肖锋 , 邱天 , 谭怡 , 杨立才 , 唐松乾 , 杨敏 , 马姝丽 , 王昫心 , 王明利 , 王亚曦 , 曾鹏 , 郑浩
IPC分类号： G21C17/10
摘要： 本发明公开了一种辐照监督管，辐照监督管内布置有第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块；第一活化剂量探测器块和第三活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管上下两端处，第二活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管中部；第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块中均设有活化计量探测器，活化计量探测器包括Fe探测器、Cu探测器、Ti探测器、Ni探测器和Nb探测器。本发明采用了R.G.1.190中推荐的全部活化剂量探测器，提高了活化剂量探测器种类多样性，有利于提高中子测量精度；在此基础上，取消了裂变剂量探测器。
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公开(公告)号：CN109994226A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711468526.2
申请日：2017-12-29
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明属于反应堆结构设计技术领域，具体涉及一种辐照屏蔽保温结构。本发明安装在由换料水池、环梁、反应堆压力容器围成的封闭空腔内，其包括辐照屏蔽材料、高效隔热保温层和包壳，高效隔热保温层覆盖在辐照屏蔽材料临近反应堆压力容器的一侧，包壳整体封装辐照屏蔽材料和高效隔热保温层。本发明能够有效降低辐照屏蔽材料温度和反应堆压力容器热损失，避免辐照屏蔽材料高温失效；能够阻碍辐照通过，降低反应堆厂房操作平台辐照剂量，降低结构设备活化水平。
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公开(公告)号：CN107767976A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201710977661.3
申请日：2017-10-17
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C19/02 , G21C19/105
CPC分类号： G21C19/105 , G21C19/02
摘要： 本发明公开了一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备，移动大小车组件下放抓具，抓取拆除探测器组件后提升抓具，剪切缩容组件夹住探测器组件并将探测器组件剪断；探测器组件端部放入低放废物容器内；剪切缩容组件内部卷绕模块带动探测器组件旋转，探测器组件在剪切缩容组件作用下从导向结构中抽出，卷绕后的探测器组件成柱状卷盘并下落至暂存容器内；重复上述动作拆除同组其它探测器组件；拆完后移动大小车组件，将探测器组件绕卷落入高放容器内；重复上述动作继续拆除其它组探测器组件；全部探测器组件拆除完毕后，将部件恢复至原存放位置。本发明整个拔出过程工艺设计合理，缩短了操作时间，利用换料水池内水的屏蔽，达到良好的辐射防护。
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公开(公告)号：CN107622804A
公开(公告)日：2018-01-23
申请号：CN201710965383.X
申请日：2017-10-17
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C17/04
摘要： 本发明公开了一种燃料元件破损监测报警值的设置方法，实时测量反应堆功率水平P，形成数据库{P}，实时测量冷却剂中放射性核素的活度水平A，收集冷却剂放射性测量结果和功率水平，形成数据库{A，P′}；分析不同功率水平下典型裂变产物核素放射性测量结果，同一功率水平下，测量结果小于数据库中测量结果的3倍，则在测量期间燃料元件没有破损，这些测量结果代表这一反应堆在燃料元件没有破损时的期望值；针对某一功率水平，分析历史测量结果，得到该功率水平下燃料元件没有破损时的期望值，将期望值乘以3倍后作为这一功率水平下燃料元件破损监测的报警值。本发明能够针对具体的反应堆运行情形，结合历史测量数据，给出与反应堆功率相关的报警值。
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公开(公告)号：CN104916339B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201510192921.7
申请日：2015-04-22
申请人： 中国核动力研究设计院
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核电厂应急状态诊断系统及应急状态诊断方法，系统包括：数据输入模块，用于接收表征核电厂安全状态的数据和用户输入信息；存储模块，用于存储核电厂的系统数据；诊断模块，用于根据核电厂状态数据或用户输入信息进行逻辑判断，获得核电厂当前状态诊断结果；指南模块，用于根据诊断结果进行逻辑判断，获得应该进一步关注的数据，并查找下一步操作建议；显示模块，用于显示诊断结果和应该进一步关注的数据和下一步操作建议。本发明的系统及方法能够迅速给出核电厂应急状态等级的建议、用户应继续关注的表征核电厂安全状态的其它指示和参数和下一步操作建议，提供更及时、客观、准确的应急状态等级诊断结果，供核电厂核事故应急指挥参考。
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公开(公告)号：CN103871492B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210538783.X
申请日：2012-12-13
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C11/06
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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