CN104361916B - 一种燃料元件破损典型核素监测仪 - Google Patents

一种燃料元件破损典型核素监测仪 Download PDF

Info

Publication number
CN104361916B
CN104361916B CN201410481051.0A CN201410481051A CN104361916B CN 104361916 B CN104361916 B CN 104361916B CN 201410481051 A CN201410481051 A CN 201410481051A CN 104361916 B CN104361916 B CN 104361916B
Authority
CN
China
Prior art keywords
module
signal
analog
gamma
peak
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201410481051.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104361916A (zh
Inventor
程翀
许浒
代传波
罗鹏
廖武
蔺常勇
吴荣俊
郭智荣
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
719th Research Institute Of China State Shipbuilding Corp
Original Assignee
Wuhan Haiwang Nuclear Energy Equipment Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Wuhan Haiwang Nuclear Energy Equipment Engineering Co Ltd filed Critical Wuhan Haiwang Nuclear Energy Equipment Engineering Co Ltd
Priority to CN201410481051.0A priority Critical patent/CN104361916B/zh
Publication of CN104361916A publication Critical patent/CN104361916A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104361916B publication Critical patent/CN104361916B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • G21C17/041Detecting burst slugs characterised by systems for checking the coolant channels, e.g. matrix systems
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明属于辐射监测技术领域,提供一种燃料元件破损典型核素监测仪,该监测仪基于燃料元件破损典型裂变核素探测法实现,包括探测取样装置和信号处理装置,所述探测取样装置由螺旋状取样管路、铅屏蔽体和探测器芯体组成,所述信号处理装置包括主放大器、采样单元和主机单元。本发明监测仪采用了能谱测量技术,能够对一回路冷却剂中的典型裂变核素进行定量监测,从而准确及时判断燃料元件是否破损,具有精度高、响应快、实时性好、简单易用等特点。

Description

一种燃料元件破损典型核素监测仪
技术领域
本发明属于辐射监测技术领域,具体涉及一种燃料元件破损典型核素监测仪,该监测仪基于燃料元件破损典型裂变核素探测法实现。
背景技术
反应堆堆芯有几千根燃料元件,这些燃料元件长期处在高温、高压、高辐照、高腐蚀环境,并承受主载热剂冲刷、内部热应力作用等,特别是如果燃料元件在制造工艺上存在有细微缺陷时,可能会发生一定程度的破损。核燃料元件一旦破损,裂变产物会进入主载热剂内,使主载热剂放射性水平增加。泄漏后将造成管路及设备污染,一回路系统泄漏时导致舱室辐射水平增高,影响运行人员和设备维修人员的辐射安全,严重时影响反应堆的运行和安全。
目前,国内外核电站主要采用两种途径对燃料元件进行破损监测,一是取样分析,核电站一回路冷却剂系统专门设置了取样回路定期取样,然后在实验室用γ能谱分析仪对样品进行谱分析,由计算机软件分析燃料元件的破损程度,达到定量监测的目的。该种方法操作复杂且耗时长,无法实时连续监测,不能及时反映燃料元件的破损情况。二是在线监测,通过在线监测一回路冷却剂的总γ剂量率和缓发中子计数率,定性了解燃料元件有无破损。由于存在腐蚀产物、水及其杂质活化后产生的放射性核素,测量总的γ剂量率时不能区分裂变核素和腐蚀、活化核素,另外只有极个别裂变核素衰变时产生缓发中子,燃料元件破损后缓发中子进入一回路冷却剂具有偶然性,因此这两种方法只能进行定性监测。而且腐蚀、活化核素偏高时总γ剂量率测量通道会产生误报警,以至出现测量结果超标时,也需要对一回路水离线取样并进行γ能谱分析以确定主冷却剂中是否存在裂变核素,并根据裂变核素的活度浓度来推算燃料元件包壳破损情况。
为了解决燃料元件破损监测及时性不好、不能作定量分析的问题,国外针对燃料元件破损监测在在线核素分析测量方面进行了一定的研究,如法国建立了FPMS(FisssionProduct Monitoring System)系统,美国也开发了主回路裂变产物活度在线监测装置,用于对燃料元件破损情况进行测量和分析。但这些工作仍处于研究和原理样机阶段,并未形成正式供货的工程设备。分析其原因主要是该系统的能谱采集设备存在工程应用的局限性,这是由于上述系统均采用高纯锗探头作为探测器,并采用计算机编制的能谱处理软件对测量数据进行分析所致。由于高纯锗探头需要在低温(<-196℃)条件下工作,需要复杂的冷却系统,同时高纯锗探测系统工作期间不允许有较明显的振动,否则会影响设备的正常运行,只能实验室使用,不可能布置在环境复杂的核设施现场。另外计算机编制的能谱处理软件对γ能谱进行分析的过程需要专业人员参与,操作复杂,使用不方便。
发明内容
本发明的目的在于提供一种燃料元件破损典型核素监测仪,该监测仪采用了能谱测量技术,能够对一回路冷却剂中的典型裂变核素进行定量监测,从而准确及时判断燃料元件是否破损,具有精度高、响应快、实时性好、简单易用等特点。
本发明的目的是通过如下技术措施来实现的:一种燃料元件破损典型核素监测仪,包括探测取样装置和信号处理装置,所述探测取样装置由螺旋状取样管路、铅屏蔽体和探测器芯体组成,所述探测器芯体包括依次连接的闪烁体、光电倍增管和前置放大器,所述闪烁体下部设置内嵌参考源,所述螺旋状取样管路套设在探测器芯体外,所述信号处理装置包括主放大器、采样单元和主机单元,所述采样单元包括稳峰模块、峰值保持模块、模数转换模块、堆积判弃及限幅限宽模块,所述主机单元包括隔离模块、能谱数据处理模块和显示控制模块。
在上述技术方案中,探测器芯体用于测量螺旋状取样管路中的一回路冷却剂γ射线,将γ射线转化为电流脉冲信号,并通过探测器中的前置放大器转化为电压信号后放大输出至信号处理装置的主放大器;探测器芯体中内嵌参考放射源,用于能谱测量稳峰;铅屏蔽体用于屏蔽探测取样装置外部存在的γ射线,防止其对测量的干扰。
主放大器与探测取样装置中前置放大器相连,用于将接收到的电压脉冲信号滤波成形并放大,再分别输出至采样单元的稳峰模块和堆积判弃及限幅限宽模块;
稳峰模块与能谱数据处理模块相连,根据数据处理模块反馈回的数字信号调节信号的放大倍数,以实现能谱测量的稳定;
峰值保持模块与稳峰模块相连,将稳峰模块输出的尖顶脉冲信号转变为以其峰值为幅值的平顶信号,输出给模数转换模块,为模数转换模块进行模数转换提供一个稳定的脉冲信号幅值;
堆积判弃及限幅限宽模块,用于判断主放大器输出的脉冲信号是否发生堆积,如发生堆积,堆积判弃及限幅限宽模块输出的电平信号控制峰值保持模块把幅值畸高的堆积信号舍弃,以克服堆积对能谱谱形影响;当主放大器出现幅值过高和宽度过宽的杂乱脉冲信号时,堆积判弃及限幅限宽模块关闭其输出至模数转换模块的模数变换启动信号,以保护杂乱脉冲信号对模数转换模块的冲击及能谱测量的影响;
模数转换模块所述模数转换模块与峰值保持模块相连,用于将电压模拟信号变换成数字信号,再输出至隔离模块;
隔离模块将模数转换模块输出的数字信号隔离,并输出至能谱数据处理模块,同时负责在能谱数据处理模块输出的反馈控制信号传输至稳峰模块前进行隔离;
能谱数据处理模块接收隔离模块输出的数字信号,将其统计成γ能谱,所得探测器芯体内嵌参考源能峰信息将对应的数字信号反馈给稳峰模块以实现稳峰,从能谱中直接提取总γ单道脉冲计数率和典型核素计数率,并将处理结果数据通过串口传送给显示控制模块;
显示控制模块用于从能谱数据处理模块获取总γ单道计数率和典型核素计数率,结合取样流量和探测效率计算出总γ和典型核素比活度,并与设定报警阈值对比,若超过报警阈值则报警;控制模块还用于实现人机接口。
本发明基于γ能谱测量技术,取样测量一回路主载热剂中有代表性的裂变核素γ谱,并计算出典型核素的比活度。燃料元件破损时,由于选取的典型裂变产物释放的份额较多,增长较大,本发明能及早发现燃料元件破损情况,无需离线采样就可实时判断燃料元件破损情况是否恶化,可有效避免一回路主载热剂中腐蚀、活化核素偏高时总γ剂量率上涨造成的误报警;本发明针对一回路冷却剂高放射性多核素环境,采用了能量分辨率高的溴化镧晶体作为探测元件,采用了堆积判弃技术及限幅限宽处理,研制了基于高速AD和ARM芯片的高速采样、大量数据快速存储、数据快速分析和处理技术,解决了多核素环境下γ能谱测量的难题;本发明具有良好的环境适应性,能够直接用于环境恶劣的压水堆设施,针对现场温度变化大的特点,本发明采用参考源内嵌技术,并通过基于高速ARM芯片和可编程放大器的信号处理技术和稳谱算法研究,使γ谱的稳定性及线性满足谱分析要求。
附图说明
图1为本发明燃料元件破损典型核素监测仪的组成示意图。
图2为探测取样装置的结构示意图。
图3为信号处理装置的组成示意图。
图4为稳谱与总γ、典型核素示意图。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步的描述。
如图1所示,本发明监测仪包括探测取样装置1和信号处理装置2二部分, 探测取样装置1和信号处理装置2通过电缆连接;其中,信号处理装置2包括主放大器3、采样单元4和主机单元5。当需要调试、监视、记录能谱数据时可选附加组件计算机5,本监测仪可以脱离计算机独立工作。
如图2所示,探测取样装置1由螺旋状取样管路18、铅屏蔽体15和探测器芯体12组成。螺旋状取样管路18用于取样一回路水,让其以一定的速度匀速流经螺旋状取样管路,以便进行在线连续测量。采用螺旋段对探测元件所张的立体角最大,使得探测元件对核素具有较高的探测效率;铅屏蔽体15主要是防止探测取样装置现场γ辐射本底在探测取样装置中造成计数,以影响探测取样装置对一回路核素活度浓度的测量下限和对测量结果进行干扰;探测器芯体12主要包括闪烁体16、光电倍增管14、前置放大器13和内嵌参考源17。闪烁体16接收由侧面和端面射入的γ射线产生光脉冲,光脉冲被光电倍增管14接收后转换为电信号,并通过前置放大器13将其幅度放大输出至电缆接头11。为了满足现场恶劣环境条件,闪烁体16采用了目前能量分辨率、温度系数最好的溴化镧(LaBr3)闪烁体,并配以高温光电倍增管14实现光电转换;探测器芯体12采用不锈钢壳体、端盖采取橡胶圈密封,电缆接头11采用密封填料函以引出电缆,探测器芯体12防护等级可达IP67;探测取样装置铅屏蔽体15内部与探测器芯体12壳体间装有橡胶减震保护套,以满足探测取样装置抗振动冲击要求;探测器芯体12不锈钢壳体内衬有磁屏蔽筒,以屏蔽外部电磁干扰影响;闪烁体16下部设置内嵌参考源17,配合信号处理装置中的稳峰模块实现能谱测量稳峰,以避免温度变化等原因引起测量谱的漂移。
如图3所示,信号处理装置2包括主放大器3、采样单元4和主机单元5。其中,采样单元4包括稳峰模块41、峰值保持模块42、模数转换模块43、堆积判弃及限幅限宽模块44;主机单元5包括隔离模块51、能谱数据处理模块52和显示控制模块53。下面分别对各模块作进一步详细的说明。
主放大器3用于接收探测装置1中γ射线探测器输出的电压脉冲信号,将其滤波成形并放大后,再分别输出至采样单元4的稳峰模块41和堆积判弃及限幅限宽模块44;
稳峰模块41根据数据处理模块52反馈回的数字信号调节信号的放大倍数,以实现能谱测量的稳定;
峰值保持模块42将稳峰模块41输出的尖顶脉冲信号转变为以其峰值为幅值的平顶信号,为模数变换模块43进行模数转换提供一个稳定的脉冲信号幅值;
堆积判弃及限幅限宽模块44,用于判断主放大器3输出的脉冲信号是否发生堆积,如发生堆积,模块44输出的电平信号控制峰值保持模块42把幅值畸高的堆积信号舍弃,以克服堆积对能谱谱形影响;当放大器3出现幅值过高和宽度过宽的杂乱脉冲信号时,模块44关闭其输出至模数变换模块43的模数变换启动信号,以保护杂乱脉冲信号对模数变换模块43的冲击及能谱测量的影响;
模数转换模块44将从峰值保持模块42接收到的电压模拟信号变换成数字信号,再输出至隔离模块51;
隔离模块51将模数转换模块输出的数字信号隔离,并输出至能谱数据处理模块52,同时负责在能谱数据处理模块52输出的反馈控制信号传输至稳峰模块41前进行隔离;
能谱数据处理模块52接收隔离模块输出的数字信号,将其统计成γ能谱,根据计算所得参考源能峰信息将对应的数字信号反馈给稳峰模块41以实现稳峰,从能谱中直接提取总γ单道脉冲计数率和典型核素计数率,并将处理结果数据通过串口传送给显示控制模块53;能谱数据处理内容具体包括:
与稳峰模块41一起完成稳峰处理。稳谱计算示意如图4所示,稳谱的目的就是把实际测量时出现漂移后的能谱,图中虚线部分,通过调整输出至稳峰模块41的放大倍数系数,校正到标准状态下的标准能谱,图中实线部分,使得各核素特征峰保持稳定,所以稳谱也称稳峰。每一个时间片内可获取一个能谱,稳谱时首先在能谱中寻出参考峰位c0,与标准参考峰位C0对比得到参考峰的漂移比例k= c0/C0 。能谱数据处理模块52通过隔离模块51反馈给稳峰模块41的放大倍数调整系数值为n,由于整个能谱的漂移程度与参考峰漂移一致,因此修改稳峰模块41的放大倍数调整系数就能抵消能谱漂移的影响,修改后的系数n=n/k= n* C0/ c0,当出现漂移时能谱数据处理模块52计算出新的系数n,并将其反馈给稳峰模块41使其放大倍数做相应的变化,这样能谱数据处理模块52与稳峰模块41一起配合完成了系统的稳峰功能。
完成总γ比活度计算。总γ活度计算如图4所示,由于经稳谱后的γ能谱中能谱道址与γ脉冲能量对应关系固定,要计算总γ单道活度需先将能谱中C1(对应总γ单道能窗低阈0.1MeV)至C2(对应总γ单道能窗高阈3MeV)道内的所有计数求和,再将计数总和除以探测效率(标定试验给出)和装置的取样体积即可得到总γ比活度。
完成典型核素比活度计算。典型核素活度计算如图4所示,由于经稳谱后的γ能谱中能谱道址与γ脉冲能量对应关系固定,典型核素活度计算时先寻出能谱中以对应典型核素能量的道址C3和C4为中心的能峰,再计算该能峰的净计数,再将净计数除以该典型核素的探测效率(标定试验给出)和装置的取样体积即可得到该典型核素比活度。
显示控制模块53具体实现以下功能:
实现人机接口。机箱前面板设置OLED彩色液晶屏用于显示各测量结果数值,并布置“工作”、“通讯”、“调查报警”、“干预报警”等LED灯用于显示工作状态、通讯状态和报警状态。机箱前面板布置“电源”、“高压”按键以控制低压电源和高压电源通断,布置“复位”、“菜单”和“确定”按键以实现各种控制功能。
实现总γ和典型核素比活度报警。显示控制模块53从能谱数据处理模块52获取总γ和典型核素比活度率,将其与设定报警阈值对比,若超过报警阈值则点亮相应“报警”灯。
实现计算机通讯。通过串行接口与计算机通讯将γ能谱数据与其他测量结果传送给计算机6。
计算机6主要用于调试、监视、记录能谱数据,通过串行口与信号处理装置2通讯,本发明燃料元件破损典型核素监测仪可以脱离计算机独立工作。
下面给出本发明技术方案的具体实施例。
探测取样装置1:螺旋状取样管路18为Φ10×2mm的不锈钢管,铅屏蔽体15为PbSb2铅锑合金,探测器芯体12中,闪烁体16选用Φ40×40mm溴化镧(LaBr3)闪烁体,光电倍增管14型号为CR173,前置放大器13采用OPA659,内嵌参考源17为Co-60,电缆接头11选用RoxtecRS型带耐酸不锈钢挡板的圆形入口密封组件。该探测取样装置具有水密、抗振、抗电磁干扰等功能,可在温度0℃~65℃、相对湿度98%以下的环境中长期工作。
信号处理装置2:主放大器3采用OPA656,采样单元4中稳峰模块41选用16位可编程数模转换芯片DAC5446,峰值保持模块42选用OPA656,模数转换模块43选用16位1.33M采样率的模数转换芯片AD7983,堆积判弃及限幅限宽模块44由比较器TL3016和双稳触发器54HCT123组成;主机单元5中隔离模块51选用100M速率隔离芯片IL262,能谱数据处理模块52和显示控制模块53都采用100MHz处理速度的CORTEX-M3内核ARM芯片LPC1788。该信号处理装置具有良好的能量分辨率和计数通过能力,对γ能谱测量范围为0.08MeV~3MeV,道数1024道,最大计数通过率100Kcps,能够在高放射性、核素组成复杂环境下有效的识别并准确计算典型核素比活度。
综上所述,对比国内外核设施燃料元件破损监测方法,本发明采用了γ能谱测量技术,利用对裂变产生典型核素的测量以实现燃料元件破损的实时在线监测,发现燃料元件破损情况更加及时、准确,无需离线采样,能有效解决其它在线方法中腐蚀、活化核素造成的误报警问题,并采取了内嵌源稳峰、信号隔离、电磁屏蔽、减振、密封等抗恶劣环境措施,能够在环境复杂的核设施现场可靠工作。

Claims (3)

1.一种燃料元件破损典型核素监测仪,包括探测取样装置和信号处理装置,其特征在于:所述探测取样装置由螺旋状取样管路、铅屏蔽体和探测器芯体组成,所述探测器芯体包括依次连接的闪烁体、光电倍增管和前置放大器,所述闪烁体下部设置内嵌参考源,所述螺旋状取样管路套设在探测器芯体外,所述信号处理装置包括主放大器、采样单元和主机单元,所述采样单元包括稳峰模块、峰值保持模块、模数转换模块、堆积判弃及限幅限宽模块,所述主机单元包括隔离模块、能谱数据处理模块和显示控制模块,
所述主放大器与探测取样装置中前置放大器相连,用于接收前置放大器输出的电压脉冲信号,将其滤波成形并放大后,再分别输出至采样单元的稳峰模块和堆积判弃及限幅限宽模块;
所述稳峰模块与能谱数据处理模块相连,根据能谱数据处理模块反馈回的数字信号调节信号的放大倍数,以实现能谱测量的稳定;
所述峰值保持模块与稳峰模块相连,将稳峰模块输出的尖顶脉冲信号转变为以其峰值为幅值的平顶信号,输出给模数转换模块,为模数转换模块进行模数转换提供一个稳定的脉冲信号幅值;
所述堆积判弃及限幅限宽模块,用于判断主放大器输出的脉冲信号是否发生堆积,如发生堆积,堆积判弃及限幅限宽模块输出的电平信号控制峰值保持模块把幅值畸高的堆积信号舍弃,以克服堆积对能谱谱形影响;当主放大器出现幅值过高和宽度过宽的杂乱脉冲信号时,堆积判弃及限幅限宽模块关闭其输出至模数转换模块的模数变换启动信号,以保护杂乱脉冲信号对模数转换模块的冲击及能谱测量的影响;
所述模数转换模块与峰值保持模块相连,将从峰值保持模块接收到的电压模拟信号变换成数字信号,再输出至隔离模块;
所述隔离模块将模数转换模块输出的数字信号隔离,并输出至能谱数据处理模块,同时负责在能谱数据处理模块输出的反馈控制信号传输至稳峰模块前进行隔离;
所述能谱数据处理模块接收隔离模块输出的数字信号,将其统计成γ能谱,根据计算所得探测器芯体内嵌参考源能峰信息将对应的数字信号反馈给稳峰模块以实现稳峰,从能谱中直接提取总γ单道脉冲计数率和典型核素计数率,并将处理结果数据通过串口传送给显示控制模块。
2.根据权利要求1所述的燃料元件破损典型核素监测仪,其特征在于:所述主放大器采用OPA656,采样单元中稳峰模块选用16位可编程数模转换芯片DAC5446,峰值保持模块选用OPA656,模数转换模块选用16位1.33M采样率的模数转换芯片AD7983,堆积判弃及限幅限宽模块由比较器TL3016和双稳触发器54HCT123组成,主机单元中隔离模块选用100M速率隔离芯片IL262,能谱数据处理模块和显示控制模块都采用100MHz处理速度的CORTEX-M3内核ARM芯片LPC1788。
3.根据权利要求1所述的燃料元件破损典型核素监测仪,其特征在于:所述螺旋状取样管路为Φ10×2mm的不锈钢管,铅屏蔽体为PbSb2铅锑合金,探测器芯体中,闪烁体选用Φ40×40mm溴化镧闪烁体,光电倍增管型号为CR173,前置放大器采用OPA659,内嵌参考源为Co-60,电缆接头选用Roxtec RS型带耐酸不锈钢挡板的圆形入口密封组件,探测器芯体采用不锈钢壳体、端盖采取橡胶圈密封,铅屏蔽体内部与探测器芯体壳体间装有橡胶减震保护套,探测器芯体不锈钢壳体内衬有磁屏蔽筒。
CN201410481051.0A 2014-09-19 2014-09-19 一种燃料元件破损典型核素监测仪 Active CN104361916B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410481051.0A CN104361916B (zh) 2014-09-19 2014-09-19 一种燃料元件破损典型核素监测仪

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410481051.0A CN104361916B (zh) 2014-09-19 2014-09-19 一种燃料元件破损典型核素监测仪

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104361916A CN104361916A (zh) 2015-02-18
CN104361916B true CN104361916B (zh) 2017-02-15

Family

ID=52529171

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201410481051.0A Active CN104361916B (zh) 2014-09-19 2014-09-19 一种燃料元件破损典型核素监测仪

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104361916B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108646612A (zh) * 2018-03-20 2018-10-12 中国核电工程有限公司 一种n-16监测仪数据采集处理平台

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104820231A (zh) * 2015-03-04 2015-08-05 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种用于高温高辐射环境放射性核素分析测量的探测器
CN107710019B (zh) * 2015-06-24 2019-09-13 株式会社岛津制作所 放射线检测器以及具备该放射线检测器的放射线摄影装置
CN105070333B (zh) * 2015-07-28 2017-04-05 中国核动力研究设计院 套管型燃料元件破损判断方法
EA030889B1 (ru) * 2015-08-14 2018-10-31 Акционерное общество "Диаконт" Устройство для контроля герметичности тепловыделяющей сборки атомного реактора и способ осуществления такого контроля
CN105185421A (zh) * 2015-09-23 2015-12-23 中国核电工程有限公司 堆芯燃料组件清洁度的检测方法
US10591630B2 (en) * 2017-03-27 2020-03-17 Schlumberger Technology Corporation Nuclear well logging tool with at least one gamma-ray scintillation detector employing a thallium-based scintillator material
CN107219548B (zh) * 2017-07-31 2023-10-27 四川省核地质调查研究所 一种便携式反康普顿探测仪
CN109687916A (zh) * 2018-11-23 2019-04-26 上海健康医学院 一种射频功率校准方法及校准仪
CN110416057B (zh) * 2019-07-31 2022-03-01 深圳麦科田生物医疗技术股份有限公司 光电倍增管屏蔽结构及信号检测装置
CN111063467A (zh) * 2019-12-19 2020-04-24 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 棒状燃料元件温度场的控制方法
CN113921151A (zh) * 2021-09-10 2022-01-11 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种安全壳卸压排气活度监测信号处理系统

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6190212A (ja) * 1984-10-11 1986-05-08 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 過渡信号評価装置
US5345479A (en) * 1993-03-17 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Sensitivity enhancement for airborne radioactivity monitoring system to detect reactor coolant leaks
US5537450A (en) * 1994-01-31 1996-07-16 Radiological & Chemical Technology, Inc. On-line analysis of fuel integrity
CN102237149B (zh) * 2010-04-22 2013-05-22 中国核动力研究设计院 用于核反应堆乏燃料破损检测的水下啜吸装置
CN102169735A (zh) * 2010-12-23 2011-08-31 中国原子能科学研究院 核电站燃料棒破损在线探测系统
CN102539083B (zh) * 2012-02-07 2013-11-27 中国核动力研究设计院 用于燃料组件或燃料棒破损检查的Kr-85检漏方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108646612A (zh) * 2018-03-20 2018-10-12 中国核电工程有限公司 一种n-16监测仪数据采集处理平台

Also Published As

Publication number Publication date
CN104361916A (zh) 2015-02-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104361916B (zh) 一种燃料元件破损典型核素监测仪
CN103928068B (zh) 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的系统及方法
CN103197338B (zh) 水下辐射监测方法及系统
CN102426866B (zh) 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和系统
CN105572715B (zh) 海洋放射性测量传感器的温漂自校正方法及传感器
CN103605148B (zh) 一种高计数率下的伽马能谱测量方法
CN203070790U (zh) 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的系统
CN104360376A (zh) 具有放射源核素识别功能的伽马相机及核素识别方法
CN103543462A (zh) 一种放射性气溶胶核素识别装置
CN104215997A (zh) 一种α和γ双通道能谱连续监测方法及监测系统
CN103675883A (zh) 一种基于磁偏转技术的低污染空间中能电子探测器
CN106873021A (zh) 核反应堆回路水中放射性同位素含量的测量方法及装置
CN111538068A (zh) 一种放射性表面污染测量装置及表面污染测量方法
CN103712668A (zh) 被动式核物位检测器及检测方法
CN105807310B (zh) 一种核事故后应急环境监测谱仪
CN109696700A (zh) 极低水平超铀核素放射性废物包检测系统
CN103730173B (zh) 一种判断核电站反应堆下泄管道中裂变产物来源的方法
CN204101739U (zh) 一种便携式多功能数字化辐射巡检仪
CN109444946A (zh) 一种智能氡钍分析仪
CN108802792A (zh) 放射性惰性气体的测量装置及方法
CN111638540A (zh) 放射性惰性气体的测量装置、方法、设备及存储介质
CN102621170A (zh) 一种在能谱仪探测中自动确定测量时间的方法
CN109655876A (zh) 氚活度在线探测系统
CN212515056U (zh) 一种核应急多功能便携式辐射监测系统
WO2016196799A1 (en) Systems and methods for determining an amount of fissile material in a reactor

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TA01 Transfer of patent application right

Effective date of registration: 20151204

Address after: 19 No. 430205 Hubei province Wuhan city Jiangxia District Yangqiao Lake Avenue

Applicant after: Wuhan Haiwang Nuclear Energy Equipment Engineering Co.,Ltd.

Address before: 19 No. 430205 Hubei province Wuhan city Jiangxia District Development Zone canglongdao Yangqiao Lake Avenue

Applicant before: China State Shipbuilding Corporation, Limited (CSSC) 719th Research Institute

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
TR01 Transfer of patent right
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20230803

Address after: 430205 No. 19 Yangqiaohu Avenue, Tibetan Longdao Development Zone, Jiangxia District, Wuhan City, Hubei Province

Patentee after: The 719th Research Institute of China State Shipbuilding Corp.

Address before: No.19, yangqiaohu Avenue, Jiangxia District, Wuhan City, Hubei Province 430205

Patentee before: Wuhan Haiwang Nuclear Energy Equipment Engineering Co.,Ltd.