CN117690619A - 中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 - Google Patents
中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN117690619A CN117690619A CN202311684500.7A CN202311684500A CN117690619A CN 117690619 A CN117690619 A CN 117690619A CN 202311684500 A CN202311684500 A CN 202311684500A CN 117690619 A CN117690619 A CN 117690619A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- neutron absorber
- gadolinium
- tracer
- spent fuel
- dissolving
- 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.)
- Pending
Links
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 title claims abstract description 169
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 40
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 15
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 72
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims abstract description 66
- 239000000700 radioactive tracer Substances 0.000 claims abstract description 56
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 claims description 53
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 53
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 42
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 42
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 11
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 claims description 4
- 239000012798 spherical particle Substances 0.000 claims description 4
- 238000001514 detection method Methods 0.000 abstract description 21
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 7
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 5
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 5
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 3
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000881 Cu alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001069 Ti alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 1
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 238000003908 quality control method Methods 0.000 description 1
- 230000036632 reaction speed Effects 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
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)。
Description
技术领域
本发明具体涉及一种中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置。
背景技术
在核燃料后处理厂中存在含大量易裂变材料并处于强酸腐蚀性环境的设备，例如溶解乏燃料的溶解器，上述设备内乏燃料的反应性较高，临界安全控制难度较大，为此会采用质量控制、浓度控制、中子吸收体控制等方法控制设备的有效增殖系数，并设置临界安全限值，以确保设备一定的临界安全。
在实际工程中，中子吸收体一般使用高耐酸性的材料，如碳化硼陶瓷。但是中子吸收体通常位于设备内，造成中子吸收体检修比较困难，且一般情况下中子吸收体的检修周期比较长，无法对中子吸收体的吸收有效性进行及时监测，当中子吸收体破损、粉碎时，可能存在临界安全风险。
发明内容
本发明要解决的技术问题是针对现有技术存在的上述不足，提供一种中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置，能够简化对中子吸收体破损时的检测及时性和检测难度。
第一方面，本发明实施例提供一种中子吸收体，该中子吸收体包括中子吸收体本体和示踪体，中子吸收体本体设置在乏燃料的溶解器的溶解液内，用于吸收中子、进行临界安全控制。示踪体被包覆在中子吸收体本体内部。其中，中子吸收体本体难溶于溶解液，示踪体易溶于溶解液。
在一些实施例中，所述示踪体的材料包括钆金属。
在一些实施例中，在所述溶解液开始溶解所述乏燃料前，所述钆金属中钆-157的同位素丰度，大于所述溶解液中钆-157的同位素丰度。
在一些实施例中，所述钆金属为天然钆；或者，
在所述溶解液开始溶解所述乏燃料前，所述钆金属中钆-157的同位素丰度，大于所述溶解液中钆-157的丰度的20倍。
在一些实施例中，所述钆金属在中子吸收体中的体积占比范围为5％～60％。
在一些实施例中，所述示踪体分布在整个所述中子吸收体本体所在的区域内。所述示踪体分布在整个所述中子吸收体本体所在的区域内的形式为骨架形式、夹层形式或球状颗粒形式。
在一些实施例中，所述中子吸收体还包括包裹在所述中子吸收体本体外的包壳。
其中，钆金属还具有一定的吸收中子的作用，包覆在中子吸收体本体中的示踪体也可以对中子进行吸附，因此采用钆金属，对于中子吸收体的中子吸收性能影响较小。并且，所述中子吸收体中包含的钆金属，在中子吸收体本体发生破损后，会因为暴露在溶解液中而被溶解，从而增加溶解液中钆金属的含量，而原溶解液中包含的钆金属的含量较少，因此可以通过溶解液中钆金属含量的增加来判断示踪体已被溶解，从而判断中子吸收体本体发生破损，进而能够用于监测中子吸收体是否已发生破损。相比于未使用示踪体的中子吸收体，在保证中子吸收体正常吸收中子的基础上，还可以通过检测溶解液中示踪体含量的变化来判断中子吸收体是否发生破损。
第二方面，本发明实施例还提供一种乏燃料溶解装置，乏燃料溶解装置包括溶解器和如上所述的中子吸收体。所述溶解器内填充有溶解液，所述溶解液用于溶解乏燃料。中子吸收体设置在所述溶解液内，用于控制系统的有效增殖系数。
第三方面，本发明实施例还提供一种中子吸收体破损的检测方法，所述中子吸收体采用如上所述的中子吸收体，所述中子吸收体中的示踪体采用钆金属，所述检测方法包括：在所述溶解液开始溶解所述乏燃料后，检测所述溶解液中钆-157的同位素丰度值，作为比较丰度值；判断所述比较丰度值是否大于预设阈值，
若大于，则判断所述中子吸收体发生破损。
在一些实施例中，所述检测方法还包括：在所述溶解液开始溶解所述乏燃料前，检测所述溶解液中钆-157的同位素丰度值，作为初始丰度值。所述预设阈值为：大于或等于所述初始丰度值的三倍。
本发明实施例提供的乏燃料溶解装置、中子吸收体破损的检测方法具有和上述中子吸收体相同的有益效果，在此不再赘述。
附图说明
图1：为本发明实施例提供的一种乏燃料溶解装置的结构图；
图2：为本发明实施例提供的一种中子吸收体的结构图；
图3：为本发明实施例提供的另一种中子吸收体的结构图；
图4：为本发明实施例提供的又一种中子吸收体的结构图。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细描述。
实施例1：
如图1和图2所示，本发明实施例提供一种中子吸收体100，用于乏燃料溶解器中，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5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。
溶解器5有多种形式，溶解器5的形式不同，中子吸收体本体1的形状和设置方式也可以不同。
示例性的，在连续溶解器里，中子吸收体100是以毒物板的夹心形式设置在戽斗外侧。
中子吸收体本体1具有较强的吸收中子特性，可以控制溶解槽5的溶解液4内乏燃料的反应速度，保证设备的临界安全。
示例性的，中子吸收体本体1的材料可以包括B4C、BN、ZrB2、TiB2、CrB2、Mo2FeB2、Mo2NiB2、WCoB、单质硼等中的一种或几种。
示例性的，溶解液4为酸浓度较高、腐蚀性较强的溶液。
例如，溶解液4为硝酸溶液，硝酸溶液中硝酸的浓度大于5mol/L。
中子吸收体本体1难溶于溶解液4，因此，中子吸收体本体1的结构完好的情况下，中子吸收体本体1可以对包覆在其内的示踪体2进行保护，防止溶解液4溶解示踪体2；在中子吸收体本体1发生破损的情况下，示踪体2会暴露在溶解液4中，进而被溶解液4溶解，使溶解液4中示踪体2的含量上升。
由此，本发明实施例提供的中子吸收体100，包括中子吸收体本体1及包覆在其内部的示踪体2，通过使中子吸收体本体1难溶于溶解液4，示踪体2易溶于溶解液4，在中子吸收体本体1的结构完好的情况下，中子吸收体100可以保证其正常的中子吸收能力，保证设备的临界安全；在中子吸收体本体1发生破损的情况下，示踪体2会被溶解液4溶解，使溶解液4中示踪体2的含量上升，因此，工作人员在检测到溶解液4中示踪体2的含量上升后，即可判断出中子吸收体本体1发生了破损，也即中子吸收体100发生破损，简化了对中子吸收体100破损时的检测及时性和检测难度，解决了中子吸收体100破损时无法监测的难题。
在一些实施例中，中子吸收体100还包括包裹在中子吸收体本体1外的包壳3。
示例性的，包壳3的材料包括钛合金、锆合金、铝合金、铜合金或不锈钢等。
本实施例中，包壳3的材料采用不锈钢。
中子吸收体本体1通常比较脆，容易产生裂缝，包壳3还可以对中子吸收体本体1的结构进行保护，减小中子吸收体本体1发生破裂的几率，从而进一步延长中子吸收体100的使用寿命。
需要说明的是，示踪体2的材料需要与溶解液4中已包含的元素具有较大的区别，这样在示踪体2溶解于溶解液4后，可以快速确认示踪体2已发生溶解，避免溶解液4中已存在元素，对检测示踪体2是否已发生溶解时的干扰，保证检测的准确性。
在一些实施例中，示踪体2的材料包括钆金属。
钆金属易溶于溶解液4且具有一定的中子吸收能力，通过上述设置，可以在中子吸收体本体1吸收中子的基础上，减小示踪体2对于中子吸收体100的中子吸收性能的影响；并且，原溶解液4中钆元素的含量较低，在中子吸收体本体1发生破损后，可以使暴露的钆金属快速溶解于溶解液4中，快速增加溶解液4中钆金属的含量，便于工作人员及时检测到溶解液4中钆金属的含量，提高检测中子吸收体100破损时的及时性。
在使用钆金属作为示踪体2的材料后，发明人对中子吸收体100对中子的临界安全控制性能进行了分析比对，进行比对的两组中子吸收体100的厚度都为22mm。
对反应性最大的乏燃料开始溶解工况进行分析后，当采用具有钆金属骨架的碳化硼陶瓷中子吸收体时，系统中子有效增殖因子keff为0.9377；作为对比，如果采用纯碳化硼陶瓷中子吸收体时，系统中子有效增殖因子keff为0.9374。
因此，采用具有钆金属骨架的碳化硼陶瓷中子吸收体相比于采用纯碳化硼陶瓷中子吸收体保持了同等临界安全控制水平，并未影响中子吸收体的中子吸收性能。
在一些实施例中，在溶解液4开始溶解乏燃料前，钆金属中钆-157的同位素丰度，大于溶解液中钆-157的同位素丰度。
乏燃料裂变产物中钆-157的同位素丰度通常小于0.2％，因此，在中子吸收体本体1未发生破损，示踪体2的钆金属未溶解于溶解液4的情况下，溶解液4中钆-157的同位素丰度通常小于0.2％。
通过上述设置，在示踪体2的钆金属溶解于溶解液4的情况下，溶解液4中钆-157的同位素丰度会增加，在对溶解液4定期取样分析时，就可以发现钆-157的同位素比例异常，从而发现中子吸收体100破损的问题。
在一些实施例中，钆金属为天然钆。
天然钆中钆-157的同位素丰度为15.65％，远大于溶解液4中钆-157的同位素丰度(通常小于0.2％)，在天然钆被溶解液4溶解后，可以使溶解液4中钆-157的同位素丰度发生显著升高，因此可以方便地检测出示踪体2的天然钆被溶解，从而判断出中子吸收体本体1发生破损。
或者，钆金属为天然钆以外的其他材料。比如，元素组成和天然钆相近的材料。
在另一些实施例中，在溶解液4开始溶解乏燃料前，钆金属中钆-157的同位素丰度，大于溶解液4中钆-157的丰度的20倍。
同样的，在这种情况下，钆金属被溶解液4溶解后，也可以使溶解液4中钆-157的同位素丰度发生显著升高，可以方便地检测出示踪体2的钆金属被溶解，从而判断出中子吸收体本体1发生破损。
在一些实施例中，钆金属在中子吸收体100中的体积占比范围为5％～60％。
例如，钆金属在中子吸收体100中的体积占比可以为5％、30％或60％等。
在中子吸收体本体1发生破损时，破损的位置可以在中子吸收体本体1上的任意位置，通过上述设置，可以保持钆金属在中子吸收体100中的正常分布，可以防止中子吸收体本体1发生破损的位置处不包括示踪体2，而导致不能通过溶解液4中钆金属的含量变化而检测中子吸收体本体1发生破损的情况发生，有利于保证对中子吸收体本体1发生破损后检测的准确性。
在一些实施例中，如图2、图3和图4所示，示踪体2分布在整个中子吸收体本体1所在的区域内。示踪体2分布在整个中子吸收体本体1所在的区域内的形式为骨架形式、夹层形式或球状颗粒形式。
如图2所示，示踪体2以骨架形式分布在中子吸收体本体1所在的区域内，这样中子吸收体本体1在发生任何形式的破损后，示踪体2均会被暴露在溶解液4中，从而使溶解液4中示踪体2的含量发生变化，便于在中子吸收体本体1发生破损后进行监测。
如图3所示，示踪体2以夹层形式分布在中子吸收体本体1所在的区域内，中子吸收体100的结构较简单，这样可以便于在中子吸收体本体1发生破损后进行监测的情况下，减小中子吸收体100的制造难度。
如图4所示，示踪体2以球状颗粒形式分布在中子吸收体本体1所在的区域内，中子吸收体100的结构也较简单，同样可以减小中子吸收体100的制造难度。
通过上述设置，可以确保在中子吸收体本体1的任意位置发生破损后，均可以暴露示踪体2，从而使示踪体2溶解于溶解液4中，使溶解液4中示踪体2的含量发生变化，便于在中子吸收体本体1发生破损后进行监测，有利于保证对中子吸收体本体1发生破损后检测的准确性。。
实施例2：
如图1所示，本公开实施例还提供一种乏燃料溶解装置，用于核燃料后处理厂中，乏燃料溶解装置包括溶解器5和实施例1中所述的中子吸收体100。溶解器5内填充有溶解液4，溶解液4用于溶解乏燃料。中子吸收体100设置在溶解液4内，用于控制系统的有效增殖系数。
通过上述设置，乏燃料溶解装置可以在对乏燃料进行溶解的过程中，通过检测溶解液4中示踪体2的含量是否上升，来判断中子吸收体本体1发生破损，简化了对中子吸收体100破损时的检测及时性和难度，解决了乏燃料溶解装置运行过程中，中子吸收体100破损时无法及时监测的难题。
实施例3：
本发明实施例还提供一种中子吸收体破损的检测方法，其中，中子吸收体100采用实施例1中的中子吸收体，中子吸收体100中的示踪体2采用钆金属，该方法包括：S100～S200。
S100、在溶解液4开始溶解乏燃料后，检测溶解液4中钆-157的同位素丰度值，作为比较丰度值。
S200、判断比较丰度值是否大于预设阈值，若大于，则判断中子吸收体100发生破损。
示例性的，考虑同位素丰度值检测时的误差，预设阈值可以设置的较大。
可以理解的，预设阈值设置得越小，可以更迅速地发现示踪体2的钆金属已溶解于溶解液4；预设阈值设置得越大，可以有效地避免溶解液4中已存在的钆-157对检测结果的影响。
通常情况下，在示踪体2的钆金属未溶解于溶解液4时，溶解液4中钆-157的同位素丰度通常小于0.2％，此时可以将上述预设阈值设置为1％。
可以理解的是，在比较丰度值是大于预设阈值后，即可判断示踪体2的钆金属已溶解于溶解液4中，因为示踪体2的钆金属被包覆在中子吸收体本体1中，因此，可以判断中子吸收体本体1已发生破损，也即中子吸收体100已发生破损，实现了对中子吸收体100是否发生破损的检测。
在一些实施例中，检测方法还包括：在溶解液4开始溶解乏燃料前，检测溶解液4中钆-157的同位素丰度值，作为初始丰度值。预设阈值为：大于或等于初始丰度值的三倍。
在溶解液4开始溶解乏燃料前，中子吸收体本体1未发生破损，示踪体2中的钆金属未溶解于溶解液4，溶解液4中钆-157的同位素丰度值较低，且将一直保持在较低的丰度值。通过将预设阈值设置为大于或等于初始丰度值的三倍，可以在中子吸收体本体1发生破损，示踪体2中的钆金属溶解于溶解液4后，及时通过溶解液4中钆-157的同位素丰度值判断出中子吸收体本体1发生破损；并且，还可以避免因为检测溶解液4中钆-157的同位素丰度值因为数值误差(例如比实际的同位素丰度值稍大)而误报的情况发生，有利于保证对中子吸收体100是否发生破损检测的精确性。
可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。
Claims (10)
1.一种中子吸收体，其特征在于，包括：
中子吸收体本体(1)，设置在乏燃料的溶解器(5)的溶解液(3)内，用于吸收中子、进行临界安全控制；和，
示踪体(2)，被包覆在所述中子吸收体本体(1)内部；
其中，所述中子吸收体本体(1)难溶于所述溶解液(3)，所述示踪体(2)易溶于所述溶解液(3)。
2.根据权利要求1所述的中子吸收体，其特征在于，所述示踪体(2)的材料包括钆金属。
3.根据权利要求2所述的中子吸收体，其特征在于，在所述溶解液(3)开始溶解所述乏燃料前，所述钆金属中钆-157的同位素丰度，大于所述溶解液(3)中钆-157的同位素丰度。
4.根据权利要求3所述的中子吸收体，其特征在于，
所述钆金属为天然钆；或者，
在所述溶解液(3)开始溶解所述乏燃料前，所述钆金属中钆-157的同位素丰度，大于所述溶解液(3)中钆-157的丰度的20倍。
5.根据权利要求2所述的中子吸收体，其特征在于，所述钆金属在中子吸收体(100)中的体积占比范围为5％～60％。
6.根据权利要求1～5中任一项所述的中子吸收体，其特征在于，所述示踪体(2)分布在整个所述中子吸收体本体(1)所在的区域内；
所述示踪体(2)分布在整个所述中子吸收体本体(1)所在的区域内的形式为骨架形式、夹层形式或球状颗粒形式。
7.根据权利要求1所述的中子吸收体，其特征在于，所述中子吸收体(100)还包括包裹在所述中子吸收体本体(1)外的包壳(4)。
8.一种乏燃料溶解装置，其特征在于，包括：
溶解器(5)，所述溶解器(5)内填充有溶解液(3)，所述溶解液(3)用于溶解乏燃料；和，
如权利要求1～7中任一项所述的中子吸收体(100)，设置在所述溶解液(3)内，用于控制系统的有效增殖系数。
9.一种中子吸收体破损的检测方法，其特征在于，所述中子吸收体(100)采用权利要求1～7中任一项所述的中子吸收体(100)，所述中子吸收体(100)中的示踪体(2)采用钆金属，所述检测方法包括：
在所述溶解液(3)开始溶解所述乏燃料后，检测所述溶解液(3)中钆-157的同位素丰度值，作为比较丰度值；
判断所述比较丰度值是否大于预设阈值，若大于，则判断所述中子吸收体(100)发生破损。
10.根据权利要求9所述的中子吸收体破损的检测方法，其特征在于，所述检测方法还包括：
在所述溶解液(3)开始溶解所述乏燃料前，检测所述溶解液(3)中钆-157的同位素丰度值，作为初始丰度值；
所述预设阈值为：大于或等于所述初始丰度值的三倍。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202311684500.7A CN117690619A (zh) | 2023-12-08 | 2023-12-08 | 中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202311684500.7A CN117690619A (zh) | 2023-12-08 | 2023-12-08 | 中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN117690619A true CN117690619A (zh) | 2024-03-12 |
Family
ID=90129574
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202311684500.7A Pending CN117690619A (zh) | 2023-12-08 | 2023-12-08 | 中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN117690619A (zh) |
-
2023
- 2023-12-08 CN CN202311684500.7A patent/CN117690619A/zh active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Soffer et al. | Accident source terms for light-water nuclear power plants. final report | |
| CN104934084A (zh) | 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统 | |
| McKenna et al. | Source term estimation during incident response to severe nuclear power plant accidents | |
| CN117690619A (zh) | 中子吸收体及其破损的检测方法、乏燃料溶解装置 | |
| Lewis | A generalized model for fission-product transport in the fuel-to-sheath gap of defective fuel elements | |
| Lewis et al. | A prototype expert system for the monitoring of defected nuclear fuel elements in Canada deuterium uranium reactors | |
| CN112651595B (zh) | 一种后处理厂应急行动水平的制定方法 | |
| Kawamura et al. | Development of a filtered containment venting system for nuclear power plants | |
| Luxat | Simplified Approach for Scoping Assessment of Non-LWR Source Terms | |
| Oversby et al. | Spent fuel performance data: An analysis of data relevant to the NNWSI project | |
| Xianggui et al. | Research and Application of Radioactive Control Methods on the Primary Circuit of PWR Fuel Cladding with Loss of Air Tightness | |
| Roudil et al. | Rim instant release radionuclide inventory from French high burnup spent UOX fuel | |
| Collins et al. | The removal of methyl iodide from reactor effluent gases | |
| Lemmens et al. | Dissolution behaviour of spent nuclear fuel at highly alkaline conditions | |
| Schneider et al. | The melt refining of irradiated uranium: application to EBR-II fast reactor fuel. VII. The evolution of xenon and krypton | |
| JP2023181071A (ja) | 小臨界事故ソースターム確定方法 | |
| Ashley et al. | SRE fuel element damage | |
| He et al. | Assessment of Potential Degradation Mechanisms for Fresh and Spent Nuclear Metal Fuel and TRISO Fuel During Transportation and Storage | |
| Chen et al. | Study on Methodology for Quantification of Radioactive Discharges and Limits for Pressurized Water Reactor HPR1000 Based on Operating Experience | |
| Wang et al. | Study on Main Radionuclides of Liquid Waste in Containment Under Severe Accident | |
| Patterson et al. | Fuel Reliability Assessment Through Radiochemistry and Poolside Examinations | |
| Humphries | MELCOR Code Source Term Models and Recent Code Updates. | |
| Clark et al. | Mechanistic Source Term Modeling for Sodium Fast Reactors. | |
| CN117174353A (zh) | 压水反应堆内燃料元件的完整性的判断方法 | |
| Bredin | PBMR accident analysis |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination |