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公开(公告)号：CN107622804B
公开(公告)日：2019-08-13
申请号：CN201710965383.X
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开了一种燃料元件破损监测报警值的设置方法，实时测量反应堆功率水平P，形成数据库{P}，实时测量冷却剂中放射性核素的活度水平A，收集冷却剂放射性测量结果和功率水平，形成数据库{A，P′}；分析不同功率水平下典型裂变产物核素放射性测量结果，同一功率水平下，测量结果小于数据库中测量结果的3倍，则在测量期间燃料元件没有破损，这些测量结果代表这一反应堆在燃料元件没有破损时的期望值；针对某一功率水平，分析历史测量结果，得到该功率水平下燃料元件没有破损时的期望值，将期望值乘以3倍后作为这一功率水平下燃料元件破损监测的报警值。本发明能够针对具体的反应堆运行情形，结合历史测量数据，给出与反应堆功率相关的报警值。
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公开(公告)号：CN109994227A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711468527.7
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种钨材料热屏蔽板。所述钨材料热屏蔽板可以由钨板嵌套于不锈钢中空包壳内部形成，可以在钨基中添加铁元素或镍元素形成钨基合金材料形成，可以将铅、含硼碳钢等材料填充材料嵌套于钨材料中空包壳内部形成，也可以单纯采用钨材料形成。本发明具有优异的中子屏蔽效果，能够显著降低压力容器的快中子注量峰值，减少压力容器的辐照脆化，增加压力容器的使用年限。
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公开(公告)号：CN107731327A
公开(公告)日：2018-02-23
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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公开(公告)号：CN107731325A
公开(公告)日：2018-02-23
申请号：CN201710906452.X
申请日：2017-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种可以降低腐蚀产物影响的取样装置及方法，所述取样装置包括测量管道，所述测量管道为呈锥体状的直管道；所述取样方法采用所述取样装置，用于核反应堆一回路冷却剂中放射性裂变产物活度水平监测的取样；且在取样过程中，所述测量管道的轴线呈竖直设置；所述测量管道横截面较大的一端为下端；一回路冷却剂在测量管道内的流动方向为由上至下。采用本装置及方法可有效降低燃料元件破损监测的误报警率。
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公开(公告)号：CN106504803B
公开(公告)日：2017-12-15
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
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环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能谱仪探头螺旋环绕形成的对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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114117870B
公开(公告)日：2023-08-25
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：CN110767329B
公开(公告)日：2023-02-24
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：CN109994225B
公开(公告)日：2023-01-03
申请号：CN201711468491.2
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/00
Abstract: 本发明属于核反应堆屏蔽设计技术领域，具体涉及一种管束式屏蔽结构。本发明的管束式屏蔽结构，包括屏蔽管和屏蔽管定形设备，屏蔽管内部封装屏蔽材料，屏蔽管定形设备对若干个屏蔽管进行定形。本发明借助屏蔽管束提升屏蔽材料的力学性能，同时对其进行封装。确保碳化硼粉末等屏蔽材料能够正常使用，聚乙烯、铅等屏蔽材料即使熔化也不会泄露确保屏蔽结构的完整性。由于屏蔽材料成管束状，在施工现场能够方便的将其装入屏蔽结构内，或者根据需要进行屏蔽的结构直接定型，为屏蔽结构在现场的快速安装提供了有利条件。
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公开(公告)号：CN115547527A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211346332.6
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/104 , G21G4/02
Abstract: 本发明公开了一种用于大型动力堆的截短型锑铍中子源棒及堆芯，包括中子源棒包壳、压紧管和中子源芯块，中子源棒包壳内设置有中子源芯块；中子源芯块的顶端通过压紧管与中子源棒包壳一端连接，中子源芯块的底端通过压紧管中子源棒包壳另一端连接；压紧管用于限制中子源芯块沿中子源棒包壳的轴向位移；中子源芯块的中心高度与堆外探测器的灵敏区中心高度保持一致，且中子源芯块的总长度与堆外探测器的灵敏区总长度的关系为：h2‑h1≤50cm，h2为中子源芯块的总长度，h1为堆外探测器的灵敏区总长度。本发明适用于大型核动力堆的二次中子源组件，可以减少核反应堆环境氚源项排放量，并有助于延长中子源棒的寿命和可靠性。
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公开(公告)号：CN111943612B
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202010812663.9
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐辐照耐高温快中子屏蔽材料，原料包括含氢无机盐、无机非金属凝胶材料和碳化硼，按质量百分含量计，含氢无机盐的含量为75％‑95％，碳化硼的含量0.1％‑5％，余量为无机非金属凝胶材料；所述耐辐照耐高温快中子屏蔽材料的密度为1.8g/cm3‑2.4g/cm3，氢密度为0.07g/cm3‑0.09g/cm3。本发明还提供了屏蔽材料的制备方法，通过压制成型和养护工序结合获得该耐辐照耐高温快中子屏蔽材料。提供的屏蔽材料可代替有机屏蔽材料，应用于高温、中子注量高的辐射场中，如中子插塞，核反应堆主管道屏蔽，乏燃料运输储存容器屏蔽等。
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