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公开(公告)号：CN117111131A
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202310998533.2
申请日：2023-08-08
Applicant: 阳江核电有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种放射性废物处置岩洞内放射性物质监测系统及其方法，放射性废物处置岩洞内放射性物质监测系统包括控制单元、排风单元、多个间隔排布在放射性废物处置岩洞内的氡监测装置、多个间隔排布在放射性废物处置洞室内、排风单元下游排风管道内的放射性气溶胶监测装置、数据采集器；数据采集器至少将氡放射性活度浓度信息和气溶胶放射性活度浓度信息传输至控制单元。通过氡监测装置对氡放射性活度浓度进行全方位监测，通过放射性气溶胶监测装置针对放射性废物处置洞室进行气溶胶放射性活度浓度监测，以及时获知岩洞内放射性物质活度浓度情况，必要时及时开启排风单元进行换气通风，以降低岩洞内放射性物质浓度，降低人员受内照射辐射的风险。
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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
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
IPC: G21C17/06
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。
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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
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。
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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
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
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。
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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
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
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。
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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。
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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
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
IPC: G21C17/00
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。
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公开(公告)号：CN116734375A
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202310640522.7
申请日：2023-05-31
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
IPC: F24F7/08 , F24F7/003 , F24F11/65 , F24F11/74 , F24F11/89 , F24F11/52 , F24F11/526 , F24F8/10 , F24F13/28
Abstract: 本发明公开了一种核电厂主控室可居留区域通风系统，包括与可居留区域连接的正常排风管路、室内空气补充管路和两个通风管路，第一隔离阀，以及与第一隔离阀、正常排风管路、室内空气补充管路和两个通风管路电连接的控制平台；控制平台根据空气放射性污染数据参数控制两个通风管路与正常排风管路、室内空气补充管路、第一隔离阀配合工作，以控制空气输入模式的切换和两个通风管路间的风源切换，以及使可居留区域的气压大于大气环境气压；空气输入模式包括正常风输入模式、应急风输入模式、内循环模式和设备故障替工模式。本发明可确保可居留区域的空气安全，并使可居留区域相对大气环境维持正压，避免室外高放射性空气漏入可居留区域。
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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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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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