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公开(公告)号：CN114117870A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111561423.7
申请日：2021-12-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23
Abstract: 本发明公开了一种反馈式辐射屏蔽分析方法、系统、终端及介质，涉及辐射屏技术领域，其技术方案要点是：基于初始多群截面库以确定论方法获取辐射区域正向输运的正向解以及伴随输运的伴随解；根据辐射区域的正向解和伴随解确定MC方法计算所需的降方差参数；对MC方法正向输运中的计数进行统计和分析，产生各空间区域材料的核反应宏观截面，并反馈至初始多群截面库后以相同格式形成更新多群截面库；依据更新多群截面库重新进行正向输运和伴随输运计算，迭代多次后输出MC方法正向输运计算获得的辐射场空间分布结果。本发明能够避免单独使用确定论方法带来的计算结果粗糙、以及单独使用MC方法在深穿透问题中无计数或技术不收敛的问题。
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公开(公告)号：CN112366013A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011245780.8
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 王金雨 , 彭诗念 , 柴晓明 , 张卓华 , 张宏亮 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 曾畅 , 苏东川 , 李松蔚 , 李文杰 , 李权 , 向玉新 , 徐涛忠 , 巨海涛 , 倪东洋 , 娄磊 , 谭怡 , 景福庭 , 田超 , 于颖锐 , 王小彬 , 李磊 , 何正熙 , 李垣明 , 邓坚 , 李兰 , 熊夫睿
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于热管反应堆的带核试验方法，本发明的方法包括：按照热管堆设计比例通过热管将试验用堆芯与热电转换装置或冷却装置连接，形成热管堆带核试验装置；将热管堆带核试验装置与现有研究堆或中子源耦合连接，无需建设试验堆即可直接进行带核集成试验。本发明采用热管堆局部次临界模块，结合现有研究堆或其他中子源，不建设实验堆即可直接进行带核集成试验，对设计进行快速验证迭代，可有效降低试验成本，提高研发速度和设计准确性。
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公开(公告)号：CN110767329A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201911071320.5
申请日：2019-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆腔辐射漏束屏蔽装置，包括呈堆腔底部构架，还包括辐射屏蔽组件，所述辐射屏蔽组件包括第三包壳，第三包壳的管状空隙内还填充有第二屏蔽填充层；所述堆腔底部构架包括混凝土部分及填充层部分；所述混凝土部分包括呈圆环状的第一包壳，第一包壳的管状空隙内还填充有混凝土填充层；所述填充层部分包括呈圆环状的第二包壳，第二包壳的管状空隙内还填充有第一屏蔽填充层；所述第二包壳的外侧与第一包壳的内侧相接；第二屏蔽填充层、第一屏蔽填充层、混凝土填充层三者均呈圆环状；第二包壳的内径小于第三包壳的内径。本屏蔽装置的结构设计可有效避免混凝土温度超标，同时具有良好的辐射漏束屏蔽效果。
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公开(公告)号：CN109994236A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711468274.3
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于辐射防护设计技术领域，具体涉及一种集成式屏蔽材料复合结构。本发明的集成式屏蔽材料复合结构，包括内外布置的若干“层”，每一“层”包括若干个由屏蔽材料块组成的转折体，每一“层”的相邻转折体之间设有安装间隙，每个屏蔽材料块采用若干种类的屏蔽材料。本发明既能够便于生产和安装，又能够满足屏蔽结构的耐温和力学等方面的性能要求，即同时具有力学性能、焊接性能和屏蔽性能等方面的优点，而且便于实现体积小、重量轻、造价低和寿命长的目标，具有潜在的工程价值和经济价值。
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公开(公告)号：CN107068211A
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201710111599.X
申请日：2017-02-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法，堆芯不装载和不使用一次中子源组件，在首循环中装载一个或多个从其它已运行反应堆中获取的已辐照燃料组件，利用已辐照燃料组件释放的中子使探测器处的中子计数率满足要求，同时已辐照燃料组件留存的易裂变核素满足首循环物理设计要求。本发明的有益效果是：燃料组件在经过2次循环后，产生了能够通过自裂变反应与(α，n)反应产生中子的核素，同时燃料中仍然存在大量易裂变核素，使用已辐照燃料组件替代一次中子源在满足堆芯装料和启动临界安全监督要求的情况下，避免一次中子源组件带来的Cf‑252源生产、设备制造和辐射防护问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106504803A
公开(公告)日：2017-03-15
申请号：CN201611020440.9
申请日：2016-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 本发明公开了一种用于反应堆一回路冷却剂活化源项验证的实验装置，包括辐照区和检测区，所述辐照区和检测区通过冷却剂管连接，其特征在于，所述辐照区包括辐射源、以及采用管道围绕辐射源螺旋缠绕形成的对辐射源包围的机构，所述检测区包括γ能谱仪、以及采用管道围绕γ能谱仪探头螺旋缠绕形成的对γ能谱仪探头包围的机构。在实验室环境中模拟反应堆冷却剂受活化后引出，实现中子源强度、冷却剂种类和成分、冷却剂流量可控，测量一回路冷却剂中各放射性核素含量，对理论计算结果进行评估，并提供实验数据以修正理论计算模型，使源项估计更合理、准确。
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公开(公告)号：CN103871494A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210539166.1
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及压水型核反应堆压力容器内表面中子注量展平技术领域，具体公开了一种用于展平压力容器内表面中子注量分布的热屏蔽板。该热屏蔽板，在安装有围板的反应堆堆芯外布置有截面为圆形的吊篮筒体，并在吊篮筒体的外围，布置有压力容器，且在围板外安装有成形板，四个热屏蔽板沿周向均匀安装在吊篮筒体的外壁上，且四个热屏蔽板固定在吊篮筒体外壁的45°、135°、225°、315°处，其轴向位于堆芯活性段区域，且高度可以覆盖堆芯活性段；热屏蔽板厚度在65mm～75mm之间，弧度为38°~44°，热屏蔽板的材料为奥氏体控氮不锈钢材料。该热屏蔽板可以展平中子注量，降低构件处中子注量率峰值，减少构件活化，通过该热屏蔽板后，可很好展平堆芯外各构件表面的快中子和热中子注量。
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公开(公告)号：CN112259266A
公开(公告)日：2021-01-22
申请号：CN202011130797.9
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105 , G21C19/20
Abstract: 本发明公开了反应堆探测器组件拆除用屏蔽结构及屏蔽系统和使用方法，采用左侧屏蔽体、右侧屏蔽体以左右布局的形式设置，其中动作器驱动连接驱动体A或/和驱动体B时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体各自绕左屏蔽轴、右屏蔽轴转动，在抓取探测器组件时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体反向转动，导致带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间形成一个能通过探测器组件抓具和探测器组件的间隙，待探测器组件被探测器组件抓具提升到一定高度后，利用剪切刀具将探测器组件剪断；此时，再带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体相向转动，且左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间的间隙被封闭从而形成一个整体屏蔽结构。
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公开(公告)号：CN110556191A
公开(公告)日：2019-12-10
申请号：CN201811082884.4
申请日：2018-09-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种浮动式核电站舱室的二次屏蔽结构，包括放置反应堆的第一舱室和工作人员所待的第二舱室，第一舱室和第二舱室并排设置，第一舱室和第二舱室之间并排设置有缓冲舱室，第一舱室和缓冲舱室之间的阻隔墙为内层屏蔽墙体，内层屏蔽墙体靠近缓冲舱室的一侧墙面上设置有第一屏蔽层，缓冲舱室和第二舱室之间的阻隔墙为外层屏蔽墙体，外层屏蔽墙体靠近缓冲舱室的一侧墙面上设置有第二屏蔽层，外层屏蔽墙体靠近第二舱室的一侧墙面上设置有第三屏蔽层，第一屏蔽层为γ射线屏蔽材料层，第二屏蔽层为中子屏蔽材料层，第三屏蔽层为次生γ射线屏蔽材料层。本发明能够有效分担核电站舱室壁面承受的屏蔽材料重量和提升射线的屏蔽能力。
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公开(公告)号：CN107731327B
公开(公告)日：2019-09-06
申请号：CN201710964597.5
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统，包括总γ探测器和γ谱探测器，在总γ探测器和γ谱探测器之间设置有与一回路冷却剂连通的取样机构，且总γ探测器、取样机构和γ谱探测器设置在同一直线上，所述取样机构和γ谱探测器之间设置有源强调节机构，通过源强调节机构的转动改变通过源强调节机构的γ射线。本发明设计的带有源强调节机构的冷却剂活度测量系统，能够根据总γ探测器测量的冷却剂活度水平，自动选择合适的准直器，使得透过准直器的γ射线强度在γ谱探测器的最佳测量区间内，从而实现对燃料元件破损的有效监测。
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