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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：CN110767329A
公开(公告)日：2020-02-07
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：CN109994236A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711468274.3
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于辐射防护设计技术领域，具体涉及一种集成式屏蔽材料复合结构。本发明的集成式屏蔽材料复合结构，包括内外布置的若干“层”，每一“层”包括若干个由屏蔽材料块组成的转折体，每一“层”的相邻转折体之间设有安装间隙，每个屏蔽材料块采用若干种类的屏蔽材料。本发明既能够便于生产和安装，又能够满足屏蔽结构的耐温和力学等方面的性能要求，即同时具有力学性能、焊接性能和屏蔽性能等方面的优点，而且便于实现体积小、重量轻、造价低和寿命长的目标，具有潜在的工程价值和经济价值。
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公开(公告)号：CN107068211A
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201710111599.X
申请日：2017-02-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法，堆芯不装载和不使用一次中子源组件，在首循环中装载一个或多个从其它已运行反应堆中获取的已辐照燃料组件，利用已辐照燃料组件释放的中子使探测器处的中子计数率满足要求，同时已辐照燃料组件留存的易裂变核素满足首循环物理设计要求。本发明的有益效果是：燃料组件在经过2次循环后，产生了能够通过自裂变反应与(α，n)反应产生中子的核素，同时燃料中仍然存在大量易裂变核素，使用已辐照燃料组件替代一次中子源在满足堆芯装料和启动临界安全监督要求的情况下，避免一次中子源组件带来的Cf‑252源生产、设备制造和辐射防护问题。
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Patent Agency Ranking
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：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：CN116699677A
公开(公告)日：2023-09-05
申请号：CN202310514925.7
申请日：2023-05-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及中子能谱测量技术领域，具体涉及一种旋转固体慢化体的中子测量系统及方法。本发明包括控制电路、球形慢化体、探测器、电子学后处理、反馈电路，所述探测器位于球形慢化体内部中心位置，与球形慢化体同心，所述球形慢化体中心设有中心轴，所述中心轴与控制电路连接，所述探测器与电子学后处理连接，所述电子学后处理分别与反馈电路连接，所述反馈电路与控制电路连接。本发明能够通过旋转对慢化体进行快速调节，进而实现中子能谱测量。
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