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公开(公告)号：CN109346198A
公开(公告)日：2019-02-15
申请号：CN201811087288.5
申请日：2018-09-18
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 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 一种核电站燃料包壳破损诊断系统及其诊断方法包括：核素浓度测量模块，设置在核电站一回路管线外，用于测量核电站一回路冷却剂中各放射性核素在预设时间段内放出的光子数及光子能量；测量数据处理模块，用于接收所述预设时间段内光子数及光子能量，并根据放射性核素发出的光子能量特点以及单位时间内光子发射率，从所述预设时间段内光子数及光子能量中提取特征核素及其浓度；破损诊断模块，用于接收所述特征核素及其浓度，并采用自我进化型诊断算法对所述特征核素及其浓度进行处理分析，诊断燃料包壳是否发生破损。本发明实现了功率运行期间核电厂燃料包壳完整性的在线连续监测和诊断以及诊断算法的自我进化。
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公开(公告)号：CN111158037B
公开(公告)日：2022-03-15
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。
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公开(公告)号：CN111180018A
公开(公告)日：2020-05-19
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。
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公开(公告)号：CN108053900A
公开(公告)日：2018-05-18
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。
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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。
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Patent Agency Ranking
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。
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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
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。
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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
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。
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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
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。
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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
Applicant: 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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