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公开(公告)号：CN118861701A
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202410831997.9
申请日：2024-06-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开的屏蔽系统间相关度的确定方法、装置及屏蔽系统的不确定性的评估方法，确定方法包括：获取各屏蔽系统在预设位置处的响应量对各核截面的灵敏度系数；核截面表征中子源进入包含单个核素的单位面积时，发生特定反应类型的概率；获取各核截面间的相关不确定度；根据灵敏度系数和核截面间的相关不确定度，得到各屏蔽系统间的相关不确定度；根据各屏蔽系统间的相关不确定度，确定出各屏蔽系统间的相关度系数。由此，考虑到多参数对各屏蔽系统的影响，可以提高屏蔽系统间的相关度的准确性。此外，生成的是单一的屏蔽系统间的相关度值，避免多参数对比中可能出现的复杂和主观选择，降低量化屏蔽系统间的相关度的难度。
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公开(公告)号：CN117116517A
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202311164231.1
申请日：2023-09-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C19/40
Abstract: 本发明提供一种临界安全贮槽，包括贮槽本体和中子毒物包壳，所述中子毒物包壳设置在贮槽本体的内部，用于贮存中子毒物，中子毒物包壳和贮槽本体的外廓线为形状一致的异型外廓线，从而使二者之间形成环形的贮存带，用于贮存料液，所述异型外廓线包括多个外凸弧线和多个内凹弧线，各外凸弧线和各内凹弧线交替排列且端点相互连接，从而形成波浪状的异型外廓线。本发明的临界安全贮槽延长了料液与中子毒物的接触边界，提高中子毒物的利用效率，同时还提高了料液的贮存效率。
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公开(公告)号：CN116598036A
公开(公告)日：2023-08-15
申请号：CN202310348043.8
申请日：2023-04-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种铀钚溶液贮槽以及包括该铀钚溶液贮槽的乏燃料后处理系统，所述铀钚溶液贮槽包括筒体、中子吸收组件，中子吸收体组件包括第一中子吸收体与第二中子吸收体，所述第一中子吸收体与所述第二中子吸收体均设置筒体内部，且所述第一中子吸收体位于所述筒体的中心，所述第二中子吸收体的横截面为圆环形，所述第一中子吸收体与所述第二中子吸收体将筒体内部分隔成第一贮存区域与第二贮存区域，所述第一贮存区域位于第一中子吸收体与第二中子吸收体之间，所述第二贮存区域位于筒体内壁与第二中子吸收体之间，所述第一贮存区域和所述第二贮存区域均用于存储铀钚溶液。所述铀钚溶液贮槽能够有效地提升贮槽的有效贮存体积。
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公开(公告)号：CN118299087A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410381691.8
申请日：2024-03-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C19/07
Abstract: 本发明提供一种乏燃料贮存格架，包括至少一个贮存套管，所述贮存套管呈筒状结构，贮存套管的内孔表面上设有两组限位部，其中，第一组限位部包括四个第一限位角，各第一限位角环绕贮存套管的轴线均匀分布，作为四个顶角围设成方形贮存区域，以在方形贮存区域的四个顶角处对方形组件进行限位，第二组限位部包括六个第二限位角，各第二限位角环绕贮存套管的轴线均匀分布，作为六个顶角围设成六角组贮存区域，以在六角组贮存区域的六个顶角处对六角形组件进行限位。本发明的乏燃料贮存格架能够兼顾方形组件和六角形组件的贮存需求，提高设备使用效率，降低经济成本。本发明还提供一种乏燃料组件贮存系统。
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公开(公告)号：CN117690619A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311684500.7
申请日：2023-12-08
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置，用于简化对中子吸收体破损时的检测及时性和检测难度。该中子吸收体(100)包括中子吸收体本体(1)和示踪体(2)，中子吸收体本体(1)设置在乏燃料的溶解器的溶解液(4)内，用于吸收中子、进行临界安全控制。示踪体(2)被包覆在中子吸收体本体(1)内部。其中，中子吸收体本体(1)难溶于溶解液(4)，示踪体(2)易溶于溶解液(4)。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113871047B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202110942875.3
申请日：2021-08-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C19/42
Abstract: 本发明涉及一种考虑燃料组件燃耗分布的乏燃料溶解器临界安全分析方法。该方法通过确定最大反应性组件每根燃料棒各轴向段燃耗分布，确定每个燃耗区间内燃料的质量比例，根据燃料的反应性大小(易裂变核素含量高低)由内至外对燃料进行分层布置，使得乏燃料溶解器内的燃料组成更接近真实情况，但又有一定的临界安全分析保守裕量，从而可以在确保安全的情况下提高乏燃料溶解器的处理量或减少中子毒物材料的使用。该方法实现了对乏燃料溶解器的精细化临界安全分析，是一种先进的、具有工程可行性的乏燃料溶解器临界安全分析方法。
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公开(公告)号：CN116128280A
公开(公告)日：2023-05-16
申请号：CN202211557820.1
申请日：2022-12-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06Q50/26 , G16C10/00
Abstract: 本发明公开了一种基于半定量HAZOP分析的核临界安全风险分析方法，包括以下步骤：(1)收集资料；(2)划分节点；(3)确定产生偏离；(4)分析后果；(5)分析原因；(6)确定安全保护措施；(7)确定风险等级，提出建议措施或改进意见，最终形成分析报告。此发明具有全面、系统的特点，包括设施故障和人因失误，同时能够较准确的判断是否存在临界安全风险，进而弥补现有安全措施的不足，提高设备的安全性。定量计算可减少裕量，提高经济性。
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公开(公告)号：CN115831413A
公开(公告)日：2023-03-21
申请号：CN202211390227.2
申请日：2022-11-08
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种溶解器临界安全控制方法，包括以下步骤：将中子吸收体颗粒加入到溶解器中，中子吸收体颗粒用于吸收中子，使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮，通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比，对溶解器进行临界安全控制。本发明提供了一种溶解器临界安全控制方法，能够在不增加溶解管内固体构件的基础上，大幅降低溶解器所在系统的核反应性，提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度，同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除，避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
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公开(公告)号：CN114239226A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111394652.4
申请日：2021-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F113/14
Abstract: 本发明涉及一种简化管道设备室整体临界安全分析方法，属于核临界安全分析技术领域，包括以下步骤：根据管道内介质对待分析设备室的所有管道进行筛选，筛选出含易裂变材料溶液的管道作为有效管道，并计算有效管道料液总体积；建立简化管束模型，所有的管道按照最小布置间距紧密排列；保持管束模型料液总体积不变，改变管束模型的数目和高度，得到简化管束模型反应性最大的管束尺寸；将具有最大反应性的简化管束模型紧贴设备室内反应性最大的设备旁，以相互作用最大的方式紧贴布置。本发明提供的方法比精细化逐一建立管道的过程简便很多，提高了计算分析效率，又避免了将管道料液简单聚拢过度保守导致的计算结果超过临界安全接收准则的问题。
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公开(公告)号：CN116959762A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202211455851.6
申请日：2022-11-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种临界安全贮槽，包括：贮槽外筒、设置于贮槽外筒内的螺旋形的用于吸收中子的中子吸收体，贮槽外筒用于贮存含易裂变物质的料液。本发明提供的临界安全贮槽，可以在保证含易裂变物质的料液临界安全的情况下，增加含易裂变物质的料液在贮槽中的占比，提高容器处理料液的效率，提高临界安全贮槽的容积利用率，降低贮槽中的中子吸收体材料的使用量，节约了制造成本，提高了贮槽的利用率和经济性。
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