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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：CN112895438B
公开(公告)日：2021-11-23
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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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN107731326B
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201710908689.1
申请日：2017-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
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公开(公告)号：CN107731326A
公开(公告)日：2018-02-23
申请号：CN201710908689.1
申请日：2017-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
CPC classification number: G21C17/041 , G21C17/042 , G21C17/044
Abstract: 本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
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公开(公告)号：CN104916339A
公开(公告)日：2015-09-16
申请号：CN201510192921.7
申请日：2015-04-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核电厂应急状态诊断系统及应急状态诊断方法，系统包括：数据输入模块，用于接收表征核电厂安全状态的数据和用户输入信息；存储模块，用于存储核电厂的系统数据；诊断模块，用于根据核电厂状态数据或用户输入信息进行逻辑判断，获得核电厂当前状态诊断结果；指南模块，用于根据诊断结果进行逻辑判断，获得应该进一步关注的数据，并查找下一步操作建议；显示模块，用于显示诊断结果和应该进一步关注的数据和下一步操作建议。本发明的系统及方法能够迅速给出核电厂应急状态等级的建议、用户应继续关注的表征核电厂安全状态的其它指示和参数和下一步操作建议，提供更及时、客观、准确的应急状态等级诊断结果，供核电厂核事故应急指挥参考。
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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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