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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：CN111933322B
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202010812110.3
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐高温中子屏蔽组件，包括包壳、以及填充在包壳内的屏蔽材料；所述屏蔽材料的原料包括无机非金属凝胶材料和碳化硼，所述碳化硼的质量百分含量为60％‑90％；所述屏蔽材料的密度为1.8g/cm3‑2.4g/cm3，通过浇注工艺制备。本发明屏蔽组件由不锈钢包壳与填充在不锈钢包壳中的屏蔽材料构成，屏蔽材料为一整块，无拼接缝，该屏蔽组件应用于核反应堆压力容器外侧或主管道外侧，保温层内侧，可使用温度高于300℃，生产成本不到碳化硼陶瓷块的30％，且没有拼接缝，具有比碳化硼陶瓷块屏蔽组件更好的屏蔽效果，可代替碳化硼陶瓷块应用于三代反应堆保温层屏蔽组件中。
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公开(公告)号：CN112260766B
公开(公告)日：2022-01-18
申请号：CN202011119522.5
申请日：2020-10-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H04B10/90 , H04B10/516
Abstract: 本发明公开了一种射线偏转通信系统及通信方法，包括沿信号传输方向依次设置的信息源、调制电路、射线发生装置、多个射线探测器和解调电路，射线发生装置包括射线源和偏转装置，射线源放射出具有强穿透性的射线；信息信号由模拟信号转化为初始电信号；根据初始电信号，控制偏转装置在不同物理位置的切换，使得射线源放射出的射线的传输方向发生偏转，形成多个方向的偏转射线，形成射线信号；射线探测器位于偏转射线的传输方向上，接收射线信号，并转化为输出电信号接收输出电信号，并解调为信息信号。本发明结构简单，提高了通信的安全性和经济性，增加加载码元的数量，提高了通信速率，实现电磁屏蔽环境下的通信。
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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：CN112260767A
公开(公告)日：2021-01-22
申请号：CN202011119527.8
申请日：2020-10-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H04B10/90 , H04B10/516
Abstract: 本发明公开了一种红外线‑γ射线组合无线通信系统及通信方法，包括沿信号传输方向依次设置的信息源、模数转换器、信号调制器、红外发射管、转换装置、红外接收管和信号解调器；将原始信息信号转换为初始电信号；将初始电信号转换为数字信号；控制红外发射管辐射的红外线，将数字信号加载到红外线中，形成红外线信号；将红外线信号转换为γ射线信号；将γ射线信号转换为红外线信号；接收红外线信号，并将红外信号转换为输出电信号；接收输出电信号并解调后输出。本发明充分地结合γ射线通信和红外线通信方式的各自优势，由γ射线通信弥补红外线穿透能力不足、在电磁屏蔽环境下无法正常通信等问题，拓展了红外线和γ射线通信技术的应用范围。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112260752A
公开(公告)日：2021-01-22
申请号：CN202011118234.8
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γ射线强度调制通信系统及方法，包括沿信号传输方向依次设置的信息源、控制单元、屏蔽体、γ射线强度探测器和解调电路，通信系统还包括γ源,屏蔽体包括多个屏蔽强度区域；信息源用于将信息信号由模拟信号转化为初始电信号；控制单元用于根据初始电信号，驱动屏蔽体运动，使得多个屏蔽强度区域之间相互切换；当屏蔽体运动时，γ源放射出的γ射线穿过不同的屏蔽强度区域，使得穿过屏蔽体的γ射线具有多种强度，形成γ射线信号；根据γ射线信号的强度信息，将γ射线信号转化为输出电信号；将输出电信号解调为信息信号。本发明实现了利用γ射线的强度参数对γ射线进行调制并完成通信过程。
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公开(公告)号：CN111791478A
公开(公告)日：2020-10-20
申请号：CN202010685373.2
申请日：2020-07-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B29C64/106 , B29C64/314 , B29C64/379 , B33Y10/00 , B33Y40/10 , B33Y40/20 , C08L61/16 , C08K3/38 , C08K3/08 , C08L77/00
Abstract: 本发明公开一种耐高温屏蔽材料的3D打印工艺，所述屏蔽材料为内层芯体包覆在外层材料内部的呈夹心结构的屏蔽体，工艺包括如下步骤：1)原材料预处理：将原材料干燥处理；2)丝材制备：共混挤出制备丝材，挤出温度为320℃-380℃；3)熔融沉积打印：丝材采用熔融沉积工艺进行3D打印成型，丝材打印温度为380℃-430℃，打印速度为35m/s-45m/s；打印喷嘴直径为0.3mm-0.5mm，打印工作台温度为70℃-90℃；4)热处理：打印后在温度200℃-350℃环境下，热处理2h-3h。本发明的3D打印工艺，能够实现传统挤出、注塑等高分子材料成型工艺无法实现的夹心体结构的成型，可以制备出均匀性、力学性能、热性能优异的屏蔽材料。
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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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