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公开(公告)号：CN109616230A
公开(公告)日：2019-04-12
申请号：CN201811528844.8
申请日：2018-12-14
申请人： 中广核久源(成都)科技有限公司 , 中广核工程有限公司 , 福建宁德核电有限公司
摘要： 一种压水堆燃料包壳破损在线检测装置，包括探测器组件、采集单元模块、控制中心模块、辅助装置和供电系统模块，探测器组件包括安装在铅屏蔽装置内的HPGe探测器、环柱型CsI反康探测器和前置电路系统，HPGe探测器环绕有环柱型CsI反康探测器，探测器组件安装在检测装置的上部水平直线运动机构上；采集单元模块由反康电路模块、HPGe多道模块和工控机组成，反康电路模块安装在探测器组件后端；控制中心模块通过外置TCP/IP接口与采集单元模块相连；供电系统模块经空开连接到UPS电源，再输出各模块进行供电；整个检测装置安装在机柜底座导轨上。该装置采用双探测器降低平台对低能核素甄别的影响，采用屏蔽和准直技术降低环境本底对探测器的干扰，提高了设备可靠性。
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公开(公告)号：CN207557493U
公开(公告)日：2018-06-29
申请号：CN201721441156.9
申请日：2017-11-02
申请人： 中广核久源(成都)科技有限公司 , 中广核工程有限公司 , 福建宁德核电有限公司
IPC分类号： G01T1/16
摘要： 压水堆一回路水在线核素分析探测器，包括准直器、反康组件、外套筒组件、吊篮组件和HPGE探测器，准直器安装在外套筒组件的前端，反康组件安装在吊篮组件中，并由螺丝进行固定；HPGE探测器设置在反康组件与吊篮组件的中间位置，且HPGE探测器端面和反康组件端面相平，外套筒组件内设有O型密封圈，HPGE探测器由挡块I和挡块II进行限位固定，外套筒组件采用不锈钢衬底，内部周围灌装有铅，HPGE探测器的末端由后上壳和后下壳包围，后下壳的内部还设有安装板及安装在安装板上的HPGE接线盒。该探测器前端设计无氧铜准直器，增加了测量面积，同时外套筒组件的屏蔽厚度及反康组件和HPGE探测器由铅包围进行屏蔽处理，降低环境本底的干扰，提高了测量管线的探测器效率。
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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
申请人： 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分类号： G01T1/167 , G01T1/36 , G01N23/046
摘要： 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：CN107561177B
公开(公告)日：2020-08-28
申请号：CN201710711297.6
申请日：2017-08-18
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种放射性气体连续监测装置，其包括：取样单元，包括通过取气管线与排气烟囱连接的抽气泵；吸附过滤单元，与抽气泵连接，包括依次连接的分子筛、压缩泵和高分子渗透膜；活性炭吸附单元，与高分子渗透膜连接，包括相互连接的至少一组活性炭吸附组件；以及分离监测单元，与活性炭吸附组件连接，包括依次连接的色谱柱和探测装置。相对于现有技术，本发明放射性气体连续监测装置通过设置多组交替运行的活性炭吸附组件，采用变温吸附原理，使得放射性气体浓度逐级提高，保证了监测的连续性和准确性。此外，本发明还公开了一种放射性气体连续监测方法。
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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
申请人： 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
摘要： 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：CN117111131A
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202310998533.2
申请日：2023-08-08
申请人： 阳江核电有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种放射性废物处置岩洞内放射性物质监测系统及其方法，放射性废物处置岩洞内放射性物质监测系统包括控制单元、排风单元、多个间隔排布在放射性废物处置岩洞内的氡监测装置、多个间隔排布在放射性废物处置洞室内、排风单元下游排风管道内的放射性气溶胶监测装置、数据采集器；数据采集器至少将氡放射性活度浓度信息和气溶胶放射性活度浓度信息传输至控制单元。通过氡监测装置对氡放射性活度浓度进行全方位监测，通过放射性气溶胶监测装置针对放射性废物处置洞室进行气溶胶放射性活度浓度监测，以及时获知岩洞内放射性物质活度浓度情况，必要时及时开启排风单元进行换气通风，以降低岩洞内放射性物质浓度，降低人员受内照射辐射的风险。
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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
申请人： 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分类号： G06F30/28 , G01T1/178 , G01T1/02 , G06F113/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要： 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
申请人： 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
摘要： 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
申请人： 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
摘要： 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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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
申请人： 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分类号： G21C17/04
摘要： 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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