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公开(公告)号：CN115547526A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211345201.6
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/104 , G21G4/02
Abstract: 本发明公开了一种适用于大型核动力堆的Am‑Be中子源组件及堆芯，该中子源组件包括星形架及若干挂设在星形架上的中子源棒；中子源棒内装载有Am‑Be材料，为堆芯物理启动提供中子源；中子源棒的数目取决于压力容器下降段水隙厚度造成的衰减。中子源棒包括中子源棒包壳、压紧管和Am‑Be材料芯块，中子源棒包壳内设置有Am‑Be材料芯块。中子源棒还包括Sb‑Be材料芯块，Am‑Be材料芯块与Sb‑Be材料芯块沿中子源棒包壳的轴向交替布置。本发明节省Cf‑252源的高额采购费用，避免短半衰期中子源可能带来的，电厂因为各种意外进行长时间停堆造成无中子源可用的问题；不再使用单独的堆芯二次中子源。
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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：CN115267873B
公开(公告)日：2024-04-19
申请号：CN202210917870.X
申请日：2022-08-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质，涉及反应堆放射性测量技术领域，其技术方案要点是：获取目标管道或设备的γ能谱，并依据γ能谱确定沉积源项的放射性核素的种类；依据间隔周期测量目标管道或设备外界的γ剂量率；采用蒙特卡洛方法建立主管道γ剂量率测量时的理论计算模型，并依据理论计算模型计算得到沉积源项和γ剂量率之间的转换因子；结合γ剂量率随时间的变化情况和放射性核素的放射性衰变常数对沉积源项进行分析，得到不同放射性核素的活度水平。本发明降低了测量期间的工作人员受照剂量，可用于高剂量区域和现场可达性较差时的沉积源项测量分析。
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公开(公告)号：CN112259275B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011119543.7
申请日：2020-10-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种电磁屏蔽环境下通信系统及通信方法，包括位于屏蔽层的一侧的信号发生端和调节装置，位于屏蔽层的另一侧接收端探测器和解调单元；屏蔽层具有变化的屏蔽截面属性，与调节装置同侧有前置探测器，与接收端探测器同侧有前置射线源；穿过屏蔽体的射线包括用于探测屏蔽体的屏蔽强度的第一射线和加载有编码信息的第二射线，根据第一射线探测所得的屏蔽强度来调节第二射线的强度，使得加载有编码信息的第二射线穿过屏蔽体，并在屏蔽体的另一侧探测加载有编码信息的第二射线，同时将加载有编码信息的第二射线转化为信息信号。本发明可以限定放射线在复杂电磁屏蔽环境下进行通信时的辐照剂量，提高通信过程中的辐射安全性能及经济性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107622804A
公开(公告)日：2018-01-23
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：CN104916339B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201510192921.7
申请日：2015-04-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
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：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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