-
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：CN112558135A
公开(公告)日：2021-03-26
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：CN115295199A
公开(公告)日：2022-11-04
申请号：CN202210783308.2
申请日：2022-07-05
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: 本发明涉及一种核电厂含氢放射性废气处理系统及方法，系统包括预处理单元、处理回路和过滤排放单元；处理回路包括滞留处理单元、监测单元和气体回收单元；含氢放射性废气经预处理单元进行调压和干燥后，进入处理回路进行衰变和监测，并通过过滤排放单元排放到外界环境中；方法适用于上述系统，包括获取监测单元的监测结果，根据监测结果切换至第一过滤支路或第二过滤支路进行废气过滤，并控制接通或切断气体回收单元；其中，所述监测结果包括所述含氢放射性废气的放射性活度浓度。本发明通过在线监测方式连续监测含氢废气放射性活度浓度，实现废气排放连续监测、废气排放管理和控制自动化，实现碘过滤器排放支路的自动切换，提高核电厂运行安全。
-
公开(公告)号：CN112485819A
公开(公告)日：2021-03-12
申请号：CN202011220246.1
申请日：2020-11-05
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
IPC: G01T1/16
Abstract: 本发明实施例提供一种核设施固体废物货包难测核素放射性活度评估方法及系统，该方法包括：选取与难测核素相关的易测核素作为该难测核素放射性活度评估的关键核素；在放射性废物的产生或处理阶段，对原生放射性废物进行取样及分析，获得放射性废物中放射性核素种类及活度浓度，分析得到难测核素与关键核素之间的关联因子；在该类放射性废物处理形成废物货包后，测量废物货包中的关键核素的放射性活度浓度，根据关键核素的放射性活度浓度及难测核素的活度浓度与其关键核素的活度浓度之间的关联因子计算得到难测核素的放射性活度浓度。本发明实施例针对核设施固体废物货包中难测核素的放射性活度浓度评估，评估实施难度降低，且评估结果可靠。
-
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。
-
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：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。
-
公开(公告)号：CN115954123A
公开(公告)日：2023-04-11
申请号：CN202310001501.0
申请日：2023-01-03
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
IPC: G21C17/003 , G01T1/36 , G01T1/02 , G06F17/15
Abstract: 本发明公开一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法，该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置用于对旧顶盖进行源项调查，旧顶盖分为复用顶盖以及退役顶盖，包括支撑机构、定位机构、探测机构以及控制机构，该支撑机构用于对复用顶盖或者退役顶盖进行定位支撑，该探测机构安装于定位机构上，用于对复用顶盖或者退役顶盖进行检测，该控制机构与定位机构以及探测机构均通讯连接。该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法采用了远程遥控操作技术，防止工作人员在检修的过程中受到辐射的影响，且采用了网格化源项调查技术和分区取样及核素活度关联技术，实现了对压力容器旧顶盖源项的调查和评估。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
24
records
(took 0.054 seconds)
