一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法

    公开(公告)号:CN107564594A

    公开(公告)日:2018-01-09

    申请号:CN201710730935.9

    申请日:2017-08-23

    Abstract: 本发明属于核电站运营维护技术领域,具体涉及一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法。包括如下步骤:第一步:确定离线啜吸装置,离线啜吸装置中,燃料组件放置在啜吸室内,通过水回路升温,使啜吸室处于不同温度平台,促使气体裂变产物从燃料包壳破口处释放进入气回路,从而被碘化钠谱仪连续监测;第二步:试验条件设定;第三步:介质类型确定;第四步:给出破损燃料的破口当量范围,依据第一平台温度,第二平台温度,升温速率和释放介质类型,结合破损燃料破口当量与Xe-133平衡时间关系表,给出破损燃料的破口当量范围。福清核电1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损,通过本发明方法的应用,查找出了破损燃料组件,并给出了破损燃料的破口当量。

    一种水中锶-89的分析方法

    公开(公告)号:CN115728806A

    公开(公告)日:2023-03-03

    申请号:CN202211389216.2

    申请日:2022-11-08

    Abstract: 本发明属于放射化学技术领域,具体涉及一种水中锶‑89的分析方法。包括如下步骤:步骤1:锶的富集;步骤2:锶的分离纯化;步骤3:钇‑90分离;步骤4:测量及计算。本发明的有益效果在于:样品处理过程采用沉淀法富集与锶特异性树脂离子交换相结合的手段,可以处理大量水样样品,并一次性去除所有杂质成分,避免反复多次清洗去除各种干扰离子。用液体闪烁计数器测量锶‑89、锶‑90的放射性含量,比现有方法GB14883.3‑2016中的低本底β测量仪更灵敏,检出限大大的降低。

    一种核电厂用安全壳内氢气浓度在线测量装置

    公开(公告)号:CN119438299A

    公开(公告)日:2025-02-14

    申请号:CN202310934784.4

    申请日:2023-07-28

    Abstract: 本发明属于易燃易爆气体浓度测量技术领域,具体涉及一种核电厂用安全壳内氢气浓度在线测量装置。包括安装在安全壳内的氢气传感器,以及安装在安全壳外的二次测量与控制系统,氢气传感器和二次测量与控制系统之间连接。安装固定架上设置上防护透气层,安装固定架下设置下防护透气层,上防护透气层上设置上防护盖,下防护透气层下设置下防护盖;第一测温传感器与电加热元件紧挨在一起,固定在上防护盖中心位置,第二测温传感器距离第一测温传感器为20‑30mm。能够安全可靠地实现核电厂事故工况下安全壳内氢气浓度的连续测量。

    一种含硼酸水中总α分析方法
    6.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119199946A

    公开(公告)日:2024-12-27

    申请号:CN202411428785.2

    申请日:2024-10-14

    Abstract: 本发明属于水质放射性检测技术领域,具体涉及一种含硼酸水中总α分析方法。用红外烘干机对不锈钢样品测量盘中的样品液体表面进行加热,使其水分蒸发,当水样开始析出结晶时或水样粘稠快要析出结晶时,向样品中加入乙醇继续加热,反复在水样开始析出结晶时或水样粘稠快要析出结晶时加入乙醇并加热,直至样品完全蒸干无结晶产生,测量α比活度。本发明采用对样品表面进行加热的方式,含硼酸样品加热处理过程中不会飞溅,避免α放射性核素因液体飞溅而损失,测量结果更准确;用乙醇处理使样品中的硼酸挥发,避免硼酸对样品测量产生影响,测量结果更准确。

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