核电厂组件源项的计算方法及装置、评价方法、电子设备

    公开(公告)号:CN119339825A

    公开(公告)日:2025-01-21

    申请号:CN202411418775.0

    申请日:2024-10-11

    Abstract: 本发明公开一种核电厂回路中组件源项的计算方法及装置、辐射剂量的评价方法、电子设备,属于核电能源技术领域。方法包括:构建核电厂回路组件的源项网络模型,源项网络模型包括节点、节点之间的连接关系,节点用于表征组件中核素的活度浓度,节点之间的横向连接关系用于表征核素在组件之间的迁移,节点之间的纵向连接关系用于表征核素在组件中的衰变;枚举源项网络模型中从起始节点至目标节点的所有路径;计算每条路径中目标节点的核素活度浓度;将所有路径中目标节点的核素活度浓度求和,得到组件源项的计算结果。其方法可解决相关技术中存在的源项计算结果因模型被过多地简化处理而存在准确性低的问题。

    一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法

    公开(公告)号:CN116665793A

    公开(公告)日:2023-08-29

    申请号:CN202310626331.5

    申请日:2023-05-30

    Abstract: 本发明公开了一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法,该方法先根据核能供热装置的工艺流程确定出换热器布置顺序、数量及换热器中加热流体的物相状态,接着根据换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态,确定换热器的参数,然后根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数,构建计算模型估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度,最后将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较,以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求。该方法用于判断出外供蒸汽放射性活度浓度是否符合相关法规、标准的控制性指标,如不符合控制性指标,需根据工艺设计情况提出优化方案。

    一种控制体的放射性源项计算方法、装置及评估方法

    公开(公告)号:CN116562047A

    公开(公告)日:2023-08-08

    申请号:CN202310603615.2

    申请日:2023-05-25

    Abstract: 本发明公开了一种控制体的放射性源项计算方法、装置及评估方法,该计算方法包括:当控制体的状态为外循环运行、且内循环同时运行时,根据外循环和内循环同时运行的参数计算出核素在控制体回路中的浓度;以及当控制体的状态为外循环关闭、且内循环运行时,根据内循环运行参数计算出核素在控制体回路中的浓度。本发明提供了计算安全壳、水箱以及厂房通风系统等多个控制体的放射性源项的通用方法,统一了核素活度的计算数学模型,同时考虑两代子核衰变的影响以及考虑动态平衡的影响,该方法能用于计算分析放射性核素在各个工艺回路中不同情况下的活度浓度。

    安全壳中碘排放的计算方法及装置、剂量影响的评价方法

    公开(公告)号:CN117171476A

    公开(公告)日:2023-12-05

    申请号:CN202311048904.7

    申请日:2023-08-18

    Abstract: 本发明公开一种安全壳中碘排放的计算方法及装置、辐射剂量影响的评价方法,属于核电能源技术领域。所述方法包括:获取碘通过汽水分配进入到安全壳大气中的气溶胶碘的活度;获取安全壳大气中的挥发性碘的活度,其中,挥发性碘包括安全壳中物体表面沉积碘的挥发和不可控泄漏处液体的挥发;根据气溶胶碘的活度和挥发性碘的活度计算安全壳向环境排放的碘的活度。所述方法可解决相关技术中存在的碘排放结果不准确,无法为安全壳大气辐射监测系统设计、安全壳完整性设计、辐射防护及其环境保护等提供准确的设计输入,导致存在核电安全隐患的问题。

    流出物排放源项的计算方法、评估方法及装置

    公开(公告)号:CN119092004A

    公开(公告)日:2024-12-06

    申请号:CN202411067249.4

    申请日:2024-08-05

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆厂房流出物的排放源项计算方法、评估方法及装置,应用于核反应堆厂房,所述核反应堆厂房包括通风系统,该方法包括:确定核反应堆的流出物中的核素类型,得到至少一种目标核素;基于所述通风系统的工艺流程,确定所述流出物排放过程的至少一个排放路径;获取各所述排放路径关联的排放量计算模型;根据所述目标核素的放射性特性和所述通风系统的运行参数和物理参数,利用所述排放量计算模型,得到所述核反应堆厂房的所述至少一种目标核素的排放量。由此,通过确定流出物中的核素、排放路径并建立相应的计算模型,可以较为全面且准确地估算厂房的放射性流出物排放水平。

    一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法

    公开(公告)号:CN114036604B

    公开(公告)日:2024-08-13

    申请号:CN202111215169.5

    申请日:2021-10-19

    Abstract: 本发明涉及一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法,属于辐射安全与环境保护技术领域,包括以下步骤:根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数,计算一回路主冷却剂源项;根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数、一回路主冷却剂源项,计算二回路源项;根据一回路、二回路源项以及三废系统的相关参数的保守预计,估算气液态流出物排放源项。本发明提供的方法能够初步判断核电厂的设计是否能够满足相关环境排放标准,为三废系统的设计和改进优化提供指导,对于新厂址的厂址选择和厂址容量分析等有重要意义。

    一种估算核能海水淡化装置淡化水放射性浓度的方法

    公开(公告)号:CN118398119A

    公开(公告)日:2024-07-26

    申请号:CN202410362137.5

    申请日:2024-03-27

    Abstract: 本发明公开了一种估算核能海水淡化装置淡化水放射性浓度的方法,该方法首先根据核能热法海水淡化装置的工艺流程,梳理介质的流动方向及放射性物质迁移方向,然后根据中间回路流体中放射性物质进入及去除的途径,建立中间回路流体的核素平衡方程,进而得到中间回路水的放射性浓度计算模型及闪蒸罐闪蒸蒸汽的放射性浓度计算模型,然后根据MED装置的工艺方案,对每一效换热器产生的蒸汽及冷凝水建立放射性浓度计算模型,接着计算MED每一效换热器产生的蒸汽及冷凝水的放射性水平,最后评估淡化水能否满足放射性控制指标。该方法能够准确计算出淡化水放射性活度浓度,为核能热法海水淡化装置安全评估提供可靠依据。

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