-
公开(公告)号：CN114611994B
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202210322920.X
申请日：2022-03-30
Applicant: 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: G06Q10/0639 , G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明涉及一种核电设备辐照剂量的评估方法和系统，包括以下步骤：获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据；确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对初始放射性核素总数据进行分配评估；基于分配评估结果，确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布；根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。本发明可以对核电厂安全壳内事故后辐照剂量进行评估，可以满足核电厂安全级设备的辐照鉴定试验需求。
-
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
Applicant: 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: G06F30/28 , G01T1/178 , G01T1/02 , G06F113/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 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。
-
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
Applicant: 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
Abstract: 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。
-
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
Applicant: 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
Abstract: 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。
-
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
Applicant: 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: G21C17/04
Abstract: 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。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112558135B
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202011355838.4
申请日：2020-11-27
Applicant: 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: G01T1/167 , G01T1/36 , G01N23/046
Abstract: 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。
-
公开(公告)号：CN115762828A
公开(公告)日：2023-03-07
申请号：CN202211507770.6
申请日：2022-11-25
Applicant: 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: G21C17/017 , G21C17/00
Abstract: 本发明公开一种核电厂活化腐蚀产物沉积源项测量系统及其测量方法，该核电厂活化腐蚀产物沉积源项测量系统包括探测机构、屏蔽机构、定位机构以及控制机构，探测机构包括用于测量活化腐蚀产物沉积源项不同能量的全能峰计数率的探测器，该屏蔽机构与探测器连接，用于避免探测器受到外部射线干扰，该控制机构与探测机构、屏蔽机构和定位机构均通讯连接，用于接收来自探测机构采集的信息以及控制屏蔽机构和定位机构动作。该核电厂活化腐蚀产物沉积源项测量系统及其测量方法中的探测机构和屏蔽机构由定位机构带动移动，保证了现场检修的灵活性，且智能化程度高，可防止工作人员在检修的过程中受到辐射的影响。
-
公开(公告)号：CN111145923B
公开(公告)日：2022-03-15
申请号：CN201911171562.1
申请日：2019-11-26
Applicant: 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: G21C17/04
Abstract: 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。
-
公开(公告)号：CN107942365B
公开(公告)日：2020-05-15
申请号：CN201711064244.6
申请日：2017-11-02
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电站废物桶放射性的测量方法，方法包括以下步骤：S1、建立废物桶模型库，称量废物桶的总重量，根据废物桶模型以及总重量计算线衰减系数；S2、按照目标函数筛选确定探测器与废物桶相对的测量位置；S3、驱动探测器和/或废物桶的相对运动到达测量位置，在测量位置对废物桶进行多方位扫描，得到计数率向量；S4、根据探测效率和计数率向量计算核素的分布及总活度。本发明提供的测量方法将废物桶分区并进行建模，废物桶模型中各分区内介质均匀分布，这与实际更符合；而且本发明去除了透射源装置，通过建立废物桶模型并称重计算线衰减系数，可以减轻日常废物桶测量过程中放射源管理和高放射性源的辐射防护的压力。
-
公开(公告)号：CN108053900B
公开(公告)日：2019-10-22
申请号：CN201711336944.6
申请日：2017-12-14
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明适用于核电技术领域，提供了一种辐射监测的方法、装置以及系统。所述方法包括：接收能谱数据；根据所述能谱数据分析一回路冷却剂中预设的特征核素的放射性活度；根据所述放射性活度计算燃料元件的破损数据；若根据所述破损数据确定所述燃料包壳存在破损，则输出包括所述放射性活度和所述破损数据的报警信息。本发明的技术方案实现了对核电厂在功率运行期间的燃料包壳完整性以及包壳破损参数的实时在线监测和诊断，以便工作人员能够对包壳破损进行及时处理，有效提高核电厂的运行安全性。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
55
records
(took 0.115 seconds)
