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公开(公告)号：CN115910396A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202310096433.0
申请日：2023-01-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种乏燃料组件的核素成分分析方法，包括：分别获取堆芯中的AO控制棒组和机械补偿控制棒组在各燃料循环内的各燃耗点的棒位数据。根据所述AO控制棒组在各燃料循环内的各燃耗点的棒位数据，获取所述AO控制棒组的计算分段数N。根据所述机械补偿控制棒组在各燃料循环内的各燃耗点的棒位数据，获取所述机械补偿控制棒组的最大燃耗深度比例Zk。根据所述AO控制棒组插入的计算分段数N以及所述机械补偿控制棒组的最大燃耗深度比例Zk，对所述乏燃料组件的各轴向分段进行燃耗计算，以得出所述乏燃料组件的各轴向分段的核素成分。本方法能够对乏燃料组件进行核素成分分析，且分析结果准确。本发明还公开一种乏燃料组件的核素成分分析装置。
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公开(公告)号：CN119781001A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202510281948.7
申请日：2025-03-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01T3/00
Abstract: 本申请公开一种钚存量中子监测方法及装置、临界安全评估方法及系统，涉及核工业技术领域。该监测方法包括：获取第一空间效应修正因子#imgabs0#、第二空间效应修正因子#imgabs1#和第三空间效应修正因子#imgabs2#，根据第一空间效应修正因子#imgabs3#、第二空间效应修正因子#imgabs4#和第三空间效应修正因子#imgabs5#，确定钚‑240的等效质量#imgabs6#；根据等效质量#imgabs7#，确定溶液系统的钚浓度。根据本申请实施例，所述方法能够提高钚存量中子监测的准确性。
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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：CN115985405A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211624309.9
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，根据后处理厂的处理对象，确定处理对象的组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库，结合不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中控制棒插入范围、处理对象保守的组件轴向燃耗分布，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，根据与不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布进行对比后调整迭代分析，使在确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值下，后处理厂刚好能够处理绝大多数的乏燃料组件，尽可能地提高临界安全设计的经济性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115527699A
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN202210968364.3
申请日：2022-08-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21F9/22
Abstract: 本发明公开一种模块化临界安全贮槽，其包括若干个贮存模块，各个贮存模块依次排列拼合在一起，每个贮存模块包括容器和中子吸收体，所述中子吸收体设于所述容器内，并在中子吸收体与容器之间形成环形贮存区域。本发明空间利用率高，可有效提高贮存效率和普遍适用性。
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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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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：CN115527699B
公开(公告)日：2025-03-04
申请号：CN202210968364.3
申请日：2022-08-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21F9/22
Abstract: 本发明公开一种模块化临界安全贮槽，其包括若干个贮存模块，各个贮存模块依次排列拼合在一起，每个贮存模块包括容器和中子吸收体，所述中子吸收体设于所述容器内，并在中子吸收体与容器之间形成环形贮存区域。本发明空间利用率高，可有效提高贮存效率和普遍适用性。
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