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公开(公告)号：CN117688270A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311503393.3
申请日：2023-11-10
申请人： 阳江核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电站燃料组件表面氧化膜厚度的计算方法，包括如下步骤：分别建立线圈和燃料组件的有限元模型，计算线圈的阻抗；基于六边形绕组模型结构，计算线圈的寄生电容与直流电阻，得出校正后的线圈阻抗；计算多频激励下校正后的线圈阻抗值，消除包壳管电导率和金属涂层厚度对线圈阻抗的影响，并拟合其与氧化膜厚度的关系；根据该关系，精确测量计算得到氧化膜的厚度。本发明的计算方法，通过计算线圈直流电阻和寄生电容校正线圈阻抗，减少仿真结果与实验数据的差异，提高燃料棒包壳管氧化膜厚度的测量精确度；采用多频信号拟合算法能够消除包壳管电导率、金属涂层厚度和环境噪声等因素造成的测量误差，提高氧化膜厚度的测量精度。
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公开(公告)号：CN117685866A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311510941.5
申请日：2023-11-13
申请人： 阳江核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司
摘要： 本发明涉及一种核燃料包壳氧化膜厚度测量装置，其包括检测件、套筒组件以及线圈组件；所述检测件安装于所述套筒组件的一端，所述套筒组件包括安装架、内套筒以及套设于所述内套筒外的外套筒；所述线圈组件设置在所述安装架上，并与所述安装架一同置于所述内套筒中；所述线圈组件与内套筒之间设置有隔热件。本发明的核燃料包壳氧化膜厚度测量装置在线圈组件表面设置隔热件，以降低温度传导速度，阻断硼酸水和核燃料组件传过来的热量；进而抑制温漂对检测结果产生的影响，确保检测结果的准确性。
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公开(公告)号：CN117692741A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311506534.7
申请日：2023-11-13
申请人： 阳江核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种抗辐射图像采集装置及其图像采集方法，所述抗辐射图像采集装置包括光学镜头模块、基板、传感器模块、集成模块，存储模块、输出模块和屏蔽仓，所述基板包括基板近端和基板远端，所述传感器模块设置于所述基板近端，所述集成模块设置于所述基板远端。本发明的抗辐射图像采集装置对辐射敏感的器件得到有效保护，降低图像采集装置因辐射损坏的概率，提升了耐用性和稳定性。
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公开(公告)号：CN117672566A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311527550.4
申请日：2023-11-16
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G21C17/06
摘要： 本发明涉及一种燃料检查平台定位锁紧装置，装置包括载台、锁紧机构、定位机构。载台用于放置燃料组件检查装置；锁紧机构、定位机构均与载台连接，锁紧机构、定位机构相对设置，锁紧机构包括套筒、锁紧组件，锁紧组件与套筒连接，锁紧组件用于将套筒与燃料格架锁紧配合，并使套筒与燃料格架同心；定位机构用于与另一燃料格架配合定位。本发明提供的装置，先通过套筒和定位机构分别与两个燃料格架配合定位，初步实现燃料检查装置的粗定位，其次利锁紧机构将套筒与燃料格架固定，且套筒与燃料格架同心设置，从而保证燃料组件检查装置在燃料格架上的对中，减小因定位不准确导致燃料组件发生计划外损伤的概率，保证检查装置在燃料水池中的稳定。
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公开(公告)号：CN117690611A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311520715.5
申请日：2023-11-15
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21C17/08 , G01N21/88 , G01N21/01
摘要： 本发明涉及一种核电厂燃料组件弹簧格架和导向管检查装置，装置包括影像采集处理模块、导管，吊装模块，影像采集处理模块包括影像采集单元、成像处理单元，影像采集单元用于获取弹簧格架或导向管内影像信息，成像处理单元与影像采集单元连接，成像处理单元用于对影像采集单元获取的影像信息进行处理；影像采集单元设置在导管内，导管与成像处理单元连接；吊装模块与导管连接，吊装模块用于与移动装置连接。本发明提供的核电厂燃料组件弹簧格架和导向管检查装置，通过影像采集处理模块获取弹簧格架或导向管内影像，可清晰观察弹簧格架或导向管内情况；通过设置吊装模块，便于操作检查装置，操作安全可靠。
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公开(公告)号：CN221057153U
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202323050695.8
申请日：2023-11-10
申请人： 阳江核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G21C17/06
摘要： 本实用新型公开了一种乏燃料水池格架内的燃料组件的视频检查装置，包括底框、相机模组、照明模组、起吊架和定位组件，相机模组与底框可拆卸地连接，照明模组、起吊架和定位组件均与底框固定连接，底框由四条横柱围成，相邻两个横柱互相垂直，每个横柱上均设置有一个相机模组，每相邻两个横柱的连接处均设置有一个起吊架，每相邻两个横柱相互靠近的端部的内侧均设置有一个定位组件，照明模组固定设置在定位组件的顶部。本实用新型的视频检查装置，能够实现耐辐照相机的快速安装和拆卸，快速调整相机视场角，该视频检查装置能够直接放入水下的乏燃料水池格架上对燃料组件进行四面视频检查，无需在水下调整相机的位置和角度，大大缩短了检查工期。
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公开(公告)号：CN114912244A
公开(公告)日：2022-08-16
申请号：CN202210290433.X
申请日：2022-03-23
申请人： 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F17/10 , G06F16/2455 , G21C17/00
摘要： 本发明涉及了一种乏燃料组件的核材料衡算方法、系统及可读存储介质，该核材料衡算方法包括：获取燃料组件的初始标称富集度、乏燃料组件的类型、乏燃料组件的燃耗值、辐照时长、衰变时长；将其输入至预先建立的燃料组件衰变热模型，并获取燃料组件衰变热模型所输出的核材料质量表；接收用户输入的特定核素，并从核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的特定核素的质量；获取燃料组件的金属铀的初始质量，并结合单位质量的金属铀核反应产生的特定核素的质量，计算乏燃料组件中铀‑235的质量、钚‑239的质量、铀的质量、钚的质量。通过该技术方案，可以计算从刚停堆时刻至乏燃料组件外运处理时的任意时间点的核材料的质量，而且，可减少人因失误。
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公开(公告)号：CN114446501A
公开(公告)日：2022-05-06
申请号：CN202111610847.8
申请日：2021-12-27
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 阳江核电有限公司
IPC分类号： G21C17/10 , G21C17/108 , G06F30/25
摘要： 本发明涉及一种堆外探测器校刻方法，包括：S1：通过模拟中子从堆内输运到堆外探测器的过程，获得堆内各位置的探测器响应因子；S2：模拟构造理论氙振荡过程，获得所述氙振荡过程中堆内各位置的裂变中子产生率；S3：根据所述探测器响应因子和裂变中子产生率，得到所述氙振荡过程中各所述堆外探测器的响应电流分布；S4：使用所述电流分布计算得到校刻系数。本发明取消现场氙振荡试验实施的同时，仍能提供一套完整的具有足够精度的校刻系数，减少了对堆芯的扰动，降低了反应堆的操控难度(尤其是在寿期末)，因此也减少了运行人员的压力。
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公开(公告)号：CN107221365A
公开(公告)日：2017-09-29
申请号：CN201710494417.1
申请日：2017-06-26
申请人： 中广核研究院有限公司 , 阳江核电有限公司 , 福建宁德核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
发明人： 王洋一 , 于超 , 李贵杰 , 李伟 , 付学峰 , 彭思涛 , 李一鸣 , 杨彬华 , 白成斐 , 蔡德昌 , 厉井钢 , 朱宇翔 , 祝伟 , 肖明 , 陈都 , 毛国平 , 高卫翎 , 吴江涛 , 陈伟仲 , 周洲 , 孙吉良
IPC分类号： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/001
摘要： 本发明提供一种商用压水堆物理试验系统，其包括：数据采集装置、与数据采集装置通讯连接的数据处理分析装置；数据采集装置包括：微电流测量仪、接口转化器、设备控制器、数据采集模块；设备控制器通过接口转化器发送微电流信号采集指令至微电流测量仪，控制微电流测量仪采集中子电流信号并转化为第一数字信号后，再回传至设备控制器；设备控制器控制数据采集模块采集反应堆的信号并转化为对应的第二数字信号并回传至设备控制器；设备控制器将第一数字信号和第二数字信号封装成封装信号数据后并保存；数据处理分析装置从设备控制器获取封装信号数据并进行处理分析。本发明节省了试验人员的时间，也避免了试验人员凭经验处理数据带来的错误。
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公开(公告)号：CN114220580B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202011422846.6
申请日：2020-12-08
申请人： 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/04
摘要： 本发明公开了一种破损燃料组件燃耗预测方法，包括：S1、确定燃料组件的最大设计燃耗、燃耗步长、富集度以及铀的质量；S2、计算获得燃料组件中裂变产物在不同燃耗点的质量；S3、提取裂变产物中Cs‑134和Cs‑137在不同燃耗点的质量，计算获得Cs‑134和Cs‑137在不同燃耗点的质量比值；S4、结合Cs‑134和Cs‑137的半衰期和质量数，计算两者的放射性活度比值；S5、根据Cs‑134和Cs‑137的放射性活度比值获得其随燃耗的变化趋势，得到燃料组件的燃耗与Cs‑134和Cs‑137的放射性活度比值的对应关系。本发明能够在机组运行期间提前预判破损燃料组件的燃耗，找出其在堆芯位置，有利于提前制定大修啜吸及紧急换料设计预案，确保在大修期间采取及时有效的检查策略，以减少人员受照剂量和大修关键路径。
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