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公开(公告)号：CN117575090A
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202311596743.5
申请日：2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核事故应急后的场址补救方案自动生成方法、系统、设备，方法包括根据场址地图获得场址类型布局图；根据场址地块布局对场址类型布局图划分获得初级污染地块分布图；根据初级污染地块分布图获得初级污染土壤地块分布图；获得初级污染放射性分布图；获得初级污染地块、初级污染土壤地块、场址地块的放射性分布预测图；根据各地块放射性分布预测图计算环境介质放射性核素的预测浓度和/或预测个人剂量；计算采用不同补救方案后环境介质放射性核素活度浓度和/或个人剂量，与预测浓度和/或预测个人剂量比对，以获得满足补救准则的场址补救方案。本发明充分利用放射性核素在场址的自然衰减过程，对场址的侵入性小。
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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：CN107644695B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710964579.7
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开了一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法，在反应堆一回路系统中设置旁通回路，将含有16N的冷却剂从一回路引出，并通过管道流经破损监测系统，然后返回一回路系统；在旁通回路的阀门打开时，采用燃料元件破损监测系统测量冷却剂中的16N，测得峰位对应的道址D1，16N特征峰对应的道址D2，峰位偏移ΔD＝D1‑D2，峰位偏移ΔD用于稳峰或探测器的测量修正；采用反应堆热功率测量系统对反应堆功率和16N进行标定，形成功率和16N之间的对应关系，完成标定后，通过测量16N活度水平获得反应堆的功率。本发明通过在主回路中引出冷却剂，将冷却剂中的16N用于燃料元件破损监测探测的稳峰，从而取消外放射源，另外也可用于反应堆功率的监测。
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公开(公告)号：CN107644695A
公开(公告)日：2018-01-30
申请号：CN201710964579.7
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开了一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法，在反应堆一回路系统中设置旁通回路，将含有16N的冷却剂从一回路引出，并通过管道流经破损监测系统，然后返回一回路系统；在旁通回路的阀门打开时，采用燃料元件破损监测系统测量冷却剂中的16N，测得峰位对应的道址D1，16N特征峰对应的道址D2，峰位偏移ΔD＝D1-D2，峰位偏移ΔD用于稳峰或探测器的测量修正；采用反应堆热功率测量系统对反应堆功率和16N进行标定，形成功率和16N之间的对应关系，完成标定后，通过测量16N活度水平获得反应堆的功率。本发明通过在主回路中引出冷却剂，将冷却剂中的16N用于燃料元件破损监测探测的稳峰，从而取消外放射源，另外也可用于反应堆功率的监测。
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公开(公告)号：CN115050495B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202210736116.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置，用于对反应堆临界状态与功率水平的监督。针对传统高通量堆布置方案存的缺陷，本发明中子源放置在燃料区域一侧，不占用燃料区域及辐照孔道，且中子源紧贴燃料区域，不低于2个侧面与燃料区域相邻；源量程探测器布置在吊篮之外，且位于燃料区域另一侧。能够使中子源不占用原本用于布置燃料组件和辐照孔道的位置，降低核设计的难度；不占用辐照孔道，同时减少了对堆外探测器的量程覆盖范围要求，有利于堆外探测器的设计和采购；减少堆容器贯穿件数量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115050495A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210736116.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置，用于对反应堆临界状态与功率水平的监督。针对传统高通量堆布置方案存的缺陷，本发明中子源放置在燃料区域一侧，不占用燃料区域及辐照孔道，且中子源紧贴燃料区域，不低于2个侧面与燃料区域相邻；源量程探测器布置在吊篮之外，且位于燃料区域另一侧。能够使中子源不占用原本用于布置燃料组件和辐照孔道的位置，降低核设计的难度；不占用辐照孔道，同时减少了对堆外探测器的量程覆盖范围要求，有利于堆外探测器的设计和采购；减少堆容器贯穿件数量。
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公开(公告)号：CN112895438A
公开(公告)日：2021-06-04
申请号：CN202110111352.4
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B29C64/153 , B29C64/386 , B29C64/393 , B33Y10/00 , B33Y50/00 , B33Y50/02
Abstract: 本发明提供的一种辐射屏蔽体制造方法及装置，该方法通过最小马赛克立方体成型件以减少屏蔽材料的用量，满足了屏蔽体重量轻、体积小的需求，便于通过3D打印技术制造屏蔽体，同时也避免了因不同屏蔽体组合安装造成的辐射漏束的情况发生，缩减了屏蔽体的制造工艺和时间，提高了屏蔽结构的物理力学性能。
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公开(公告)号：CN110911024A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911150155.2
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置，利用缓释装置将SGTR事故所产生的大量放射性引入安全壳内进行控制，完善了SGTR发生后，安全壳这层屏障的完整性，降低了安全壳旁通造成的放射性泄漏风险，减少放射性对环境和人的负面影响，为反应堆相关建设提供辐射安全保障。其中，申请人通过设置三通阀控制蒸汽发生器泄漏的放射性物质通过管道回流至安全壳内的处理设备中，进而降低基准事故和严重事故条件下的放射性后果，提高反应堆的安全系数。
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公开(公告)号：CN107731325B
公开(公告)日：2019-11-12
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：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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