一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法

    公开(公告)号:CN109283568A

    公开(公告)日:2019-01-29

    申请号:CN201811382392.7

    申请日:2018-11-20

    摘要: 本发明提供一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法,包括机械台架带动待测废滤芯做三维运动;伽马谱仪与被测废滤芯中放射性核素释放的γ射线相互作用,根据测量得到的待测废滤芯各分段的全能峰计数率分析得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比;控制单元选定测点和规划测量路径、自动控制旋转台运动、可视化显示测量结果;本发明实现对废滤芯的分段和多点检测,可获得废滤芯更为精确、更为详细的伽马谱型。为使核电厂能够通过剂量率推算法更为准确的评估废滤芯废物桶中的放射性核素种类及活度,为保证测量人员的辐射安全、以满足国家放射废物处理处置相关要求提供了保障。

    一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法

    公开(公告)号:CN109283568B

    公开(公告)日:2020-07-17

    申请号:CN201811382392.7

    申请日:2018-11-20

    摘要: 本发明提供一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法,包括机械台架带动待测废滤芯做三维运动;伽马谱仪与被测废滤芯中放射性核素释放的γ射线相互作用,根据测量得到的待测废滤芯各分段的全能峰计数率分析得到被测废滤芯中各放射性核素分布及其总活度和活度占比;控制单元选定测点和规划测量路径、自动控制旋转台运动、可视化显示测量结果;本发明实现对废滤芯的分段和多点检测,可获得废滤芯更为精确、更为详细的伽马谱型。为使核电厂能够通过剂量率推算法更为准确的评估废滤芯废物桶中的放射性核素种类及活度,为保证测量人员的辐射安全、以满足国家放射废物处理处置相关要求提供了保障。

    核电站乏燃料组件破损的检测方法

    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

    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。