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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:CN110556191B
公开(公告)日:2021-09-21
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: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:CN111816334A
公开(公告)日:2020-10-23
申请号:CN202010699097.5
申请日:2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 杨志海 , 周高斌 , 罗英 , 崔怀明 , 钟元章 , 于天达 , 李兰 , 肖锋 , 邱天 , 谭怡 , 杨立才 , 唐松乾 , 杨敏 , 马姝丽 , 王昫心 , 王明利 , 王亚曦 , 曾鹏 , 郑浩
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明公开了一种辐照监督管,辐照监督管内布置有第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块;第一活化剂量探测器块和第三活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管上下两端处,第二活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管中部;第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块中均设有活化计量探测器,活化计量探测器包括Fe探测器、Cu探测器、Ti探测器、Ni探测器和Nb探测器。本发明采用了R.G.1.190中推荐的全部活化剂量探测器,提高了活化剂量探测器种类多样性,有利于提高中子测量精度;在此基础上,取消了裂变剂量探测器。
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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:CN103871492B
公开(公告)日:2016-08-31
申请号:CN201210538783.X
申请日:2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域,具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器,其中,在围板外依次安装有吊篮和压力容器,并在围板与吊篮的空间内填充有反射层,在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层;压力容器外设有保温层,并位于普通混凝土结构安全壳内,利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离;吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm~30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构,取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板,简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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公开(公告)号:CN103871492A
公开(公告)日:2014-06-18
申请号:CN201210538783.X
申请日:2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域,具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器,其中,在围板外依次安装有吊篮和压力容器,并在围板与吊篮的空间内填充有反射层,在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层;压力容器外设有保温层,并位于普通混凝土结构安全壳内,利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离;吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm~30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构,取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板,简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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