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

    Abstract: 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

    Abstract: 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。

    乏燃料组件的燃耗测量系统和方法

    公开(公告)号:CN118919107A

    公开(公告)日:2024-11-08

    申请号:CN202411012902.7

    申请日:2024-07-26

    Abstract: 本发明提供一种乏燃料组件的燃耗测量系统和方法,属于物理测量技术领域,本发明的测量系统包括:乏燃料水池、第一驱动机构、第一屏蔽体、准直结构、探测设备和分析设备。其中,乏燃料水池用于放置乏燃料组件;第一驱动机构用于驱使乏燃料组件在乏燃料水池中位移;第一屏蔽体设置在乏燃料水池的侧壁外侧,第一屏蔽体与侧壁配合形成腔体;准直结构设置在侧壁壁体中,准直结构引导乏燃料组件的辐射沿准直方向进入腔体;探测设备包括探测器,探测器设置在腔体内,探测器的探测端对准准直结构背离乏燃料水池的一端;分析设备与探测设备通讯连接。本申请通过将探测设备集成于乏燃料水池的侧壁外侧来实现对于测量乏燃料组件轴向方向燃耗测量。

    反应堆厂房放射性废液测量装置、取样测量系统及方法

    公开(公告)号:CN119470953A

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202411609360.1

    申请日:2024-11-12

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆厂房放射性废液测量装置、取样测量系统及方法。其中的反应堆厂房放射性废液测量装置包括:测量模块,包括受测液容器、第一液位监测模块和放射性测控模块,所述第一液位监测模块设于所述受测液容器的周侧,所述放射性测控模块设于所述受测液容器的下方,其中,所述受测液容器用于容纳受测的放射性废液,所述第一液位监测模块用于监测所述受测液容器中的液位,所述放射性测控模块用于测量放射性废液的放射性浓度;第一定量进样模块,所述第一定量进样模块连接所述受测液容器,所述第一定量进样模块用于对所述受测液容器定量注入放射性废液。通过上述技术方案实现了无人介入的情况下进行测量,保证了工作人员的辐射安全。

    流出物监督性系统及其废液收集转运方法

    公开(公告)号:CN118888179A

    公开(公告)日:2024-11-01

    申请号:CN202410912391.8

    申请日:2024-07-09

    Abstract: 本发明提供一种流出物监督性系统及其废液收集转运方法,具体涉及潜在放射性废液处理技术领域。所述流出物监督性系统包括分布在不同楼层的多间实验室和废液收集系统,所述废液收集系统包括废液排放点、废液收集管网、废液排放母管和废液地坑,所述废液排放点设置在多间所述实验室内;所述废液收集管网设置于每层楼层上,并与所述楼层实验室内的废液排放点连通;所述废液排放母管与各层的所述废液收集管网连通;所述废液地坑与所述废液排放母管连通;其中,每层所述实验室产生的废液在重力作用下经所述废液排放管网排向所述废液母管,进而排入所述废液地坑。该系统可独立进行监督性工作并可实现潜在放射性废液的非能动集中收集。

    核设施气载流出物在线监测系统及方法

    公开(公告)号:CN116825406A

    公开(公告)日:2023-09-29

    申请号:CN202310543865.1

    申请日:2023-05-15

    Abstract: 本发明公开一种核设施气载流出物在线监测系统及方法,该系统包括取样管路、探测组件以及控制系统,该探测组件设于取样管路上,用于气载流出物中惰性气体、气溶胶、放射性碘的核素识别及核素活度浓度测量,以及Kr‑85、H‑3和C‑14活度浓度的在线测量,探测组件包括气溶胶探测模块、放射性碘探测模块、惰性气体探测模块、Kr‑85探测模块、氚探测模块以及C‑14探测模块。该核设施气载流出物在线监测系统及方法实现气载流出物中惰性气体、气溶胶和放射性碘核素识别及其放射性活度浓度在线测量,替代取样和实验室分析工作,提高了气载流出物监测的自动化水平,减少人工投入,降低工作人员辐射照射风险。

Patent Agency Ranking