一种利用GFAAS分析核电站二回路水中硅的分析方法

    公开(公告)号:CN115128018B

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202110312537.1

    申请日:2021-03-24

    Abstract: 本发明属于核电站水化学分析技术领域,具体涉及一种利用GFAAS分析核电站二回路水中硅的分析方法。配制硅标准使用溶液,原子吸收光谱仪自动将硅标准使用溶液稀释为系列浓度标准溶液,使用硝酸钯粉末配制出硝酸钯基体改进剂;原子吸收光谱仪参数设定后依次自动吸入硝酸钯基体改进剂和系列浓度标准溶液,注入原子吸收光谱仪的热解涂层平台石墨管中,启动原子吸收光谱仪,待完成分析后自动记录吸光度,绘制工作标准曲线;将样品放入原子吸收光谱仪的自动进样器中,启动原子吸收光谱仪,依次进行分析,待分析完成后自动记录吸光度并在工作标准曲线上查询对应吸光度下的样品浓度。本发明操作步骤简单且耗时少,极大提高了分析效率且降低了操作危险性。

    一种核电厂燃料组件完整性判定方法

    公开(公告)号:CN111128419B

    公开(公告)日:2023-01-24

    申请号:CN201911396837.1

    申请日:2019-12-30

    Abstract: 本发明属于核反应堆放射化学技术领域,具体涉及一种核电厂燃料组件完整性判定方法。对主冷却剂系统取样分析伽马核素浓度数据,包括Xe‑133、Xe‑135;将分析得到的Xe‑133浓度数据除以Xe‑135浓度数据,得到一个比值;将反应堆运行周期内的所有主冷却剂取样分析数据中Xe‑133和Xe‑135的比值按从小到大顺序进行升序排列;将升序排列后的数据进行直线拟合,得到拟合直线公式及其直线斜率;当Xe‑133/Xe‑135比值拟合直线斜率>0.01时,燃料组件发生破损;当Xe‑133/Xe‑135比值拟合直线斜率

    一种核电厂燃料组件完整性判定方法

    公开(公告)号:CN111128419A

    公开(公告)日:2020-05-08

    申请号:CN201911396837.1

    申请日:2019-12-30

    Abstract: 本发明属于核反应堆放射化学技术领域,具体涉及一种核电厂燃料组件完整性判定方法。对主冷却剂系统取样分析伽马核素浓度数据,包括Xe-133、Xe-135;将分析得到的Xe-133浓度数据除以Xe-135浓度数据,得到一个比值;将反应堆运行周期内的所有主冷却剂取样分析数据中Xe-133和Xe-135的比值按从小到大顺序进行升序排列;将升序排列后的数据进行直线拟合,得到拟合直线公式及其直线斜率;当Xe-133/Xe-135比值拟合直线斜率>0.01时,燃料组件发生破损;当Xe-133/Xe-135比值拟合直线斜率

    一种利用GFAAS分析核电站二回路水中硅的分析方法

    公开(公告)号:CN115128018A

    公开(公告)日:2022-09-30

    申请号:CN202110312537.1

    申请日:2021-03-24

    Abstract: 本发明属于核电站水化学分析技术领域,具体涉及一种利用GFAAS分析核电站二回路水中硅的分析方法。配制硅标准使用溶液,原子吸收光谱仪自动将硅标准使用溶液稀释为系列浓度标准溶液,使用硝酸钯粉末配制出硝酸钯基体改进剂;原子吸收光谱仪参数设定后依次自动吸入硝酸钯基体改进剂和系列浓度标准溶液,注入原子吸收光谱仪的热解涂层平台石墨管中,启动原子吸收光谱仪,待完成分析后自动记录吸光度,绘制工作标准曲线;将样品放入原子吸收光谱仪的自动进样器中,启动原子吸收光谱仪,依次进行分析,待分析完成后自动记录吸光度并在工作标准曲线上查询对应吸光度下的样品浓度。本发明操作步骤简单且耗时少,极大提高了分析效率且降低了操作危险性。

    一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法

    公开(公告)号:CN107564594A

    公开(公告)日:2018-01-09

    申请号:CN201710730935.9

    申请日:2017-08-23

    Abstract: 本发明属于核电站运营维护技术领域,具体涉及一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法。包括如下步骤:第一步:确定离线啜吸装置,离线啜吸装置中,燃料组件放置在啜吸室内,通过水回路升温,使啜吸室处于不同温度平台,促使气体裂变产物从燃料包壳破口处释放进入气回路,从而被碘化钠谱仪连续监测;第二步:试验条件设定;第三步:介质类型确定;第四步:给出破损燃料的破口当量范围,依据第一平台温度,第二平台温度,升温速率和释放介质类型,结合破损燃料破口当量与Xe-133平衡时间关系表,给出破损燃料的破口当量范围。福清核电1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损,通过本发明方法的应用,查找出了破损燃料组件,并给出了破损燃料的破口当量。

    一种核电厂给水化学取样工具

    公开(公告)号:CN217237319U

    公开(公告)日:2022-08-19

    申请号:CN202220474376.6

    申请日:2022-03-07

    Abstract: 本实用新型涉及化学取样技术领域,具体公开了一种核电厂给水化学取样工具,在取样时,将取样柱从壳体内部旋出,使出水孔位于壳体外部,进水孔位于壳体内部,壳体内部的水便会从进水孔流至导水管,然后再穿过格挡板的过水孔从出水孔流出,取样人员只需拿出容器从出水孔接取水样即可完成采样。采用本实用新型工具进行取样操作,整个过程耗时短、效率高,并且无需放水冲洗水管,大大节约了水资源。

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