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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
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：CN111145923B
公开(公告)日：2022-03-15
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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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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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：CN115295199A
公开(公告)日：2022-11-04
申请号：CN202210783308.2
申请日：2022-07-05
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。
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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
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：CN111180018A
公开(公告)日：2020-05-19
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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