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公开(公告)号：CN113889202B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202111114051.3
申请日：2021-09-23
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法。采用本发明所提供的圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法，可以根据铀溶液贮槽几何结构参数、铀溶液贮槽内容物的材料成分参数、以及工艺流程参数，利用三维蒙卡中子输运程序建模并计算得到发生临界事故时加入系统的反应性速率ρt，再结合前期实验数据拟合得到的参数变化趋势来估算核临界事故时的裂变次数。相比于简单的经验公式，采用本发明提供的方法得到的估算值更为合理。同时，本发明仅需利用常用的三维蒙卡中子输运程序，无需开发和使用专用于核临界事故模拟的中子动力学计算程序，对核临界事故的估算更为便捷。
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公开(公告)号：CN118299087A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410381691.8
申请日：2024-03-29
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C19/07
摘要： 本发明提供一种乏燃料贮存格架，包括至少一个贮存套管，所述贮存套管呈筒状结构，贮存套管的内孔表面上设有两组限位部，其中，第一组限位部包括四个第一限位角，各第一限位角环绕贮存套管的轴线均匀分布，作为四个顶角围设成方形贮存区域，以在方形贮存区域的四个顶角处对方形组件进行限位，第二组限位部包括六个第二限位角，各第二限位角环绕贮存套管的轴线均匀分布，作为六个顶角围设成六角组贮存区域，以在六角组贮存区域的六个顶角处对六角形组件进行限位。本发明的乏燃料贮存格架能够兼顾方形组件和六角形组件的贮存需求，提高设备使用效率，降低经济成本。本发明还提供一种乏燃料组件贮存系统。
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公开(公告)号：CN111916243B
公开(公告)日：2024-05-28
申请号：CN202010715386.X
申请日：2020-07-23
申请人： 中国核电工程有限公司
发明人： 霍嘉杰 , 姚琳 , 盛锋 , 王庆 , 李宁 , 易璇 , 于淼 , 汪俊 , 李呼昂 , 王炳衡 , 邵睿 , 谢亮 , 吴明 , 张耀春 , 王晓江 , 郑越 , 董安 , 左树春 , 郑岳山 , 卢可可 , 王子龄 , 张白茹
摘要： 本发明提供一种运输容器，其包括：容器筒体，其内部中空以形成贮存小室；两个端部减震构件，其分别设置于所述容器筒体的两端，且所述端部减震构件的中间部分开孔以露出所述容器筒体内部的贮存小室；若干下部支腿，其设置于所述容器筒体下表面；以及若干隔振组件，其设置于所述下部支腿底部。本发明所述运输容器具备各个方向的减震能力，从而在核燃料组件运输过程中，能够在跌落事故工况下提高容器筒体的贮存小室内放置的核燃料组件的抗冲击性能，减少跌落事故工况下核燃料组件所受的影响，确保核燃料运输的安全性；而且，所述运输容器结构简单、便于维护、易于操作，可实现免维修。
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公开(公告)号：CN110728033B
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN201910899705.4
申请日：2019-09-23
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核安全设计技术领域，涉及一种核燃料后处理中流化床的临界安全设计方法。所述的设计方法包括如下步骤：(1)确定初步的设计参数并对流化床进行初步设计；(2)无限长圆柱临界计算；(3)体积占比曲线绘制；(4)判断步骤(3)得到的体积占比曲线是否在整个高度上位于限值曲线之下；(5)修改设备尺寸与工艺参数重新进行步骤(1)的流化床初步设计、步骤(3)的体积占比曲线绘制与步骤(4)的判断，或判断是否有设计优化空间；(6)对设计进行临界复核计算。利用本发明的设计方法，能够在满足临界安全的条件下，大量节省设计工作，同时可使设备设计人员在一定范围内对设计尺寸和工艺参数进行调整优化。
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公开(公告)号：CN117690619A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311684500.7
申请日：2023-12-08
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置，用于简化对中子吸收体破损时的检测及时性和检测难度。该中子吸收体(100)包括中子吸收体本体(1)和示踪体(2)，中子吸收体本体(1)设置在乏燃料的溶解器的溶解液(4)内，用于吸收中子、进行临界安全控制。示踪体(2)被包覆在中子吸收体本体(1)内部。其中，中子吸收体本体(1)难溶于溶解液(4)，示踪体(2)易溶于溶解液(4)。
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公开(公告)号：CN113871047B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202110942875.3
申请日：2021-08-17
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C19/42
摘要： 本发明涉及一种考虑燃料组件燃耗分布的乏燃料溶解器临界安全分析方法。该方法通过确定最大反应性组件每根燃料棒各轴向段燃耗分布，确定每个燃耗区间内燃料的质量比例，根据燃料的反应性大小(易裂变核素含量高低)由内至外对燃料进行分层布置，使得乏燃料溶解器内的燃料组成更接近真实情况，但又有一定的临界安全分析保守裕量，从而可以在确保安全的情况下提高乏燃料溶解器的处理量或减少中子毒物材料的使用。该方法实现了对乏燃料溶解器的精细化临界安全分析，是一种先进的、具有工程可行性的乏燃料溶解器临界安全分析方法。
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公开(公告)号：CN116128280A
公开(公告)日：2023-05-16
申请号：CN202211557820.1
申请日：2022-12-06
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06Q50/26 , G16C10/00
摘要： 本发明公开了一种基于半定量HAZOP分析的核临界安全风险分析方法，包括以下步骤：(1)收集资料；(2)划分节点；(3)确定产生偏离；(4)分析后果；(5)分析原因；(6)确定安全保护措施；(7)确定风险等级，提出建议措施或改进意见，最终形成分析报告。此发明具有全面、系统的特点，包括设施故障和人因失误，同时能够较准确的判断是否存在临界安全风险，进而弥补现有安全措施的不足，提高设备的安全性。定量计算可减少裕量，提高经济性。
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公开(公告)号：CN116110619A
公开(公告)日：2023-05-12
申请号：CN202310152481.7
申请日：2023-02-10
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种气冷微堆燃料组件及气冷微堆堆芯系统，该燃料组件包括：燃料棒、慢化组件、冷却剂通道，若干根燃料棒分布在立方体格架内的栅格中，立方体格架的结构材料为石墨，慢化组件分布在立方体格架的栅格中，慢化组件用于减慢中子运动速度，慢化组件的材料为含有氢化钇的材料，冷却剂通道设置于立方体格架内的燃料棒之间的间隙中。本发明中的气冷微堆燃料组件内栅格排布使得每根燃料棒周围均匀密集排布多个冷却剂通道，同时适量减少燃料组件边缘处的冷却剂通道数目，这种排布方式可以增加燃料装载量，增强堆芯冷却。燃料组件内慢化组件的材料为含有氢化钇的材料，有利于增强燃料组件的中子慢化能力，从而实现降低堆芯系统的临界质量。
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公开(公告)号：CN116092713A
公开(公告)日：2023-05-09
申请号：CN202211604222.5
申请日：2022-12-13
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种配置压水堆铀钚混合燃料稳定钚同位素原料的方法及原料，该方法包括以下步骤：(1)等效239Pu比例因子计算；(2)原料准备：将原料分为等效239Pu质量含量小于目标等效239Pu质量含量P的原料I、大于目标等效239Pu质量含量P的原料II两部分，分别进行钚的品质计算并进行排序；(3)初次原料挑选与混合：从原料I和原料II中挑选钚的品质最低和最高、或接近平均值预设数量的原料分别装入A大罐、B大罐中并装满，分别从A大罐中取出原料、B大罐中取出原料装入产品罐中，使得产品罐中的等效239Pu质量含量等于目标等效239Pu质量含量P，得到压水堆铀钚混合燃料稳定钚同位素原料。
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公开(公告)号：CN115831413A
公开(公告)日：2023-03-21
申请号：CN202211390227.2
申请日：2022-11-08
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种溶解器临界安全控制方法，包括以下步骤：将中子吸收体颗粒加入到溶解器中，中子吸收体颗粒用于吸收中子，使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮，通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比，对溶解器进行临界安全控制。本发明提供了一种溶解器临界安全控制方法，能够在不增加溶解管内固体构件的基础上，大幅降低溶解器所在系统的核反应性，提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度，同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除，避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
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