一种适用于高通量反应堆中子注量率测量的核仪表系统

    公开(公告)号:CN115424745B

    公开(公告)日:2024-08-20

    申请号:CN202211102310.5

    申请日:2022-09-09

    Abstract: 本发明公开了一种适用于高通量反应堆中子注量率测量的核仪表系统,涉及中子注量率测量领域,其技术方案要点是:包括:源量程测量通道,配置有位于压力容器内的源区探测器以及包含第一二次仪表的源区测量机箱,源区探测器与第一二次仪表电性连接;中间量程测量通道,配置有位于压力容器外的中间区探测器以及包含第二二次仪表的中间区测量机箱,中间区探测器与第二二次仪表电性连接;功率量程测量通道,配置有位于压力容器外的功率区探测器以及包含第三二次仪表的功率区测量机箱,功率区探测器与第三二次仪表电性连接。本发明实现全范围的中子注量率监测,适用于中子注量率高的带反射层屏蔽的反应堆,在启堆时不存在中子注量率监测的盲区。

    压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统

    公开(公告)号:CN114999693B

    公开(公告)日:2024-05-28

    申请号:CN202210615796.6

    申请日:2022-06-01

    Abstract: 本发明公开了压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统,涉及反应堆技术领域,其技术方案要点是:稳压器的顶部设置有至少一个排气端口;每一个排气端口均连接有卸压管路;卸压管路的出口端设有至少一个对水排放管路以及至少一个对空排放管路;其中,当主回路发生卸压工况时:在稳压器内的水位达到低水位阈值时,卸压管路与对水排放管路连通,以将稳压器内的部分不凝结气体对水排放;以及,在稳压器内对水排放后的气压达到低压力阈值时,卸压管路切换至与对空排放管路连通,以将稳压器内的剩余不凝结气体对空排放。本发明避免了不凝结气体进入回路,也尽可能降低了气体携带的放射性进入壳内,提高了核动力系统的安全性。

    基于大水池的研究堆辐射屏蔽装置

    公开(公告)号:CN115547528A

    公开(公告)日:2022-12-30

    申请号:CN202210916484.9

    申请日:2022-08-01

    Abstract: 本发明公开了基于大水池的研究堆辐射屏蔽装置,涉及反应堆辐射屏蔽领域,其技术方案要点是:包括大水池和浸没在大水池中的放射性设备;所述大水池中盛装的水满足所有放射性设备浸没后的顶部与水表面之间的屏蔽水层厚度不小于相应的设计值。本发明采用大水池101加小水池的结构来屏蔽反应堆运行产生的辐射源,可以实现反应堆的整体屏蔽,有效降低反应堆的辐射源项和辐射漏束,从而降低反应堆周围的辐射剂量,确保工作人员的辐射安全,同时屏蔽方案中采用了大量的水,可以在事故工况下用于余热导出、消防用水等。

    一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质

    公开(公告)号:CN115267873A

    公开(公告)日:2022-11-01

    申请号:CN202210917870.X

    申请日:2022-08-01

    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。

    压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统

    公开(公告)号:CN114999693A

    公开(公告)日:2022-09-02

    申请号:CN202210615796.6

    申请日:2022-06-01

    Abstract: 本发明公开了压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统,涉及反应堆技术领域,其技术方案要点是:稳压器的顶部设置有至少一个排气端口;每一个排气端口均连接有卸压管路;卸压管路的出口端设有至少一个对水排放管路以及至少一个对空排放管路;其中,当主回路发生卸压工况时:在稳压器内的水位达到低水位阈值时,卸压管路与对水排放管路连通,以将稳压器内的部分不凝结气体对水排放;以及,在稳压器内对水排放后的气压达到低压力阈值时,卸压管路切换至与对空排放管路连通,以将稳压器内的剩余不凝结气体对空排放。本发明避免了不凝结气体进入回路,也尽可能降低了气体携带的放射性进入壳内,提高了核动力系统的安全性。

    一种控制棒驱动线缓冲装置
    9.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119092161A

    公开(公告)日:2024-12-06

    申请号:CN202411200239.3

    申请日:2024-08-29

    Abstract: 本发明公开了一种控制棒驱动线缓冲装置,包括沿控制棒落棒方向依次设置的水力缓冲结构和机械缓冲结构,所述水力缓冲结构位于控制棒导管内,所述机械缓冲结构位于控制棒导管下方的缓冲板上,在控制棒落棒过程中,所述水力缓冲结构和机械缓冲结构依次对CRDM连接杆组件实现两级缓冲作用。本发明通过采用水力缓冲和机械缓冲相结合的方案,能够有效减小驱动线运动部件的末速度,解决了因控制棒导管被控制棒组件贯穿,无法形成有效缓冲腔,冲击力过大的问题,充分降低了控制棒驱动线承受的冲击力,确保控制棒落棒过程中不因遭受过大冲击而造成控制棒驱动线的损伤,保护驱动线结构的完整性。

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