CN214796778U - 核电站燃料组件的破损检测装置 - Google Patents

核电站燃料组件的破损检测装置 Download PDF

Info

Publication number
CN214796778U
CN214796778U CN202120964336.5U CN202120964336U CN214796778U CN 214796778 U CN214796778 U CN 214796778U CN 202120964336 U CN202120964336 U CN 202120964336U CN 214796778 U CN214796778 U CN 214796778U
Authority
CN
China
Prior art keywords
gas
fuel assembly
closed container
detection device
nuclear power
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
CN202120964336.5U
Other languages
English (en)
Inventor
胡文超
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.)
Nuclear And Radiation Safety Center Ministry Of Ecology And Environment
Original Assignee
Nuclear And Radiation Safety Center Ministry Of Ecology And Environment
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 Nuclear And Radiation Safety Center Ministry Of Ecology And Environment filed Critical Nuclear And Radiation Safety Center Ministry Of Ecology And Environment
Priority to CN202120964336.5U priority Critical patent/CN214796778U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN214796778U publication Critical patent/CN214796778U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型公开了核电站燃料组件的破损检测装置,包括密闭容器、气密性检测装置、气体干燥装置和气体检测装置;燃料组件置于所述密闭容器中;所述气密性检测装置通过第一管道与所述密闭容器连接,所述气体干燥装置分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接;所述气体检测装置通过第四管道与所述密闭容器连接。本实用新型通过先通过气密性检测装置检查密闭容器的气密性,再通过气体干燥装置将密闭容器中的气体进行干燥,并在密闭容器内的气体干燥后,进行检测密闭容器内是否包含Kr‑85核素或Ru‑106核素,可以根据Kr‑85核素的放射性活度以及Ru‑106核素的放射性活度进行判定燃料组件是否破损及所述燃料组件内燃料是否被氧化,使核电站燃料组件的破损检测具有较高的精度、准确性和全面性。

Description

核电站燃料组件的破损检测装置
技术领域
本实用新型涉及核电技术领域,尤其涉及一种核电站燃料组件的破损检测装置。
背景技术
前核电站工程应用中检测燃料组件或者燃料棒的破损主要通过目视、裂变产物核素的放射特性等方法进行测量。其中,利用裂变产物放射性核素进行测量为主要的方法。在反应堆内运行一段时间后,燃料会发生裂变生成很多种具有放射性的裂变产物,当燃料组件发生破损后,其包壳内的裂变产物会由裂缝逸出。例如,Kr-85是由U-235、U-238裂变后经一系列衰变而生成的放射性惰性气体,由于其半衰期比其他气体典型核素要长很多(约为10.73年),因此在燃料组件破损检查时常用Kr-85作为典型核素。
但是由于Kr-85的逸出量与多种原因有关,且加速其释放的各种手段也没有一个较为明确的工艺路线,Kr-85检漏的成功率及检出线不高,在燃料组件细微破损导致Kr-85释放量较少时,Kr-85检漏往往不能成功检出破损燃料组件。另一方面,随着核电站精细化运行,对乏燃料组件的后续使用的需求不断提高,仅通过目前的方法检测燃料组件或者燃料棒是否有破损已经很难达到核电站燃料管理的高要求。目前,进一步研究燃料组件破损状况,掌握燃料组件或燃料棒内部芯块的状况,为燃料棒或燃料组件在堆芯内经受的运行工况提供判断,逐渐成为今后核电站燃料管理方面的发展趋势。
上述内容仅用于辅助理解本实用新型的技术方案,并不代表承认上述内容是现有技术。
实用新型内容
本实用新型的主要目的在于提供一种核电站燃料组件的破损检测装置,旨在解决目前核电站燃料组件的破损检测过程不够全面和精细的技术问题。
为实现上述目的,本实用新型提供一种核电站燃料组件的破损检测装置,所述核电站燃料组件的破损检测装置包括密闭容器、气密性检测装置、气体干燥装置和气体检测装置;
燃料组件置于所述密闭容器中;
所述气密性检测装置通过第一管道与所述密闭容器连接,所述气体干燥装置分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接;
所述气体检测装置通过第四管道与所述密闭容器连接。
可选地,所述气密性检测装置包括充气泵和气压检测设备,所述充气泵通过所述第一管道与所述密闭容器连接,所述气压检测设备设于所述第一管道的内管壁。
可选地,所述气体干燥装置包括气体循环泵和除湿装置,所述气体循环泵分别通过所述第二管道和所述第三管道与所述密闭容器连接,所述除湿装置连接于所述气体循环泵和所述密闭容器之间。
可选地,所述除湿装置设于所述第二管道或所述第三管道上,所述除湿装置内置干燥剂。
可选地,所述干燥剂包括物理干燥剂或化学干燥剂。
可选地,所述气体检测装置包括真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置;
远离所述密闭容器的所述第四管道的一端依次设有真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置,所述干燥器通过所述真空泵与所述密闭容器连接,所述干燥器还通过所述气体捕集装置与所述核素检测装置连接。
可选地,所述核电站燃料组件的破损检测装置还包括第一加热装置,所述第一加热装置连接于所述气体干燥装置和所述密闭容器之间,所述第一加热装置用于加热、加快干燥或保温。
可选地,所述第一加热装置设于所述第二管道或所述第三管道上。
可选地,所述密闭容器置于燃料水池中,且所述燃料水池中的水淹没所述密闭容器并保持所述密闭容器与水面之间距离预设高度;
所述燃料组件包括预设数量的燃料棒和构件,所述构件固定所述燃料棒并使所述燃料棒保持预设形状。
可选地,所述核电站燃料组件的破损检测装置还包括第二加热装置,所述第二加热装置绕设于所述燃料组件。
本实用新型提出的核电站燃料组件的破损检测装置,所述核电站燃料组件的破损检测装置包括密闭容器、气密性检测装置、气体干燥装置和气体检测装置;燃料组件置于所述密闭容器中;所述气密性检测装置通过第一管道与所述密闭容器连接,所述气体干燥装置分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接;所述气体检测装置通过第四管道与所述密闭容器连接。本实用新型通过先通过气密性检测装置检查密闭容器的气密性,再通过气体干燥装置将密闭容器中的气体进行干燥,并在密闭容器内的气体干燥后,进行检测密闭容器内是否包含Kr-85核素或Ru-106核素,可以对Kr-85和Ru-106的释放量依次进行测量,从而可以根据Kr-85核素的放射性活度以及Ru-106核素的放射性活度进行判定燃料组件是否破损以及燃料组件内燃料是否被氧化,用于燃料组件破损检查,实现破损燃料组件运行工况和燃料组件芯块完整性的判断,使核电站燃料组件的破损检测具有较高的精度、准确性和全面性。
附图说明
图1是本实用新型实施例方案涉及的核电站燃料组件的破损检测装置的工作原理框图。
附图标号及名称
标号 名称 标号 名称
1 密闭容器 2 气密性检测装置
3 气体干燥装置 4 气体检测装置
5 燃料组件 6 第一加热装置
7 第二加热装置 21 充气泵
22 气压检测设备 31 气体循环泵
32 除湿装置 41 真空泵
42 干燥器 43 气体捕集装置
44 核素检测装置
本实用新型目的的实现、功能特点及优点将结合实施例,参照附图做进一步说明。
具体实施方式
应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本实用新型,并不用于限定本实用新型。
本实用新型提供一种核电站燃料组件的破损检测装置,所述核电站燃料组件的破损检测装置包括密闭容器1、气密性检测装置2、气体干燥装置3和气体检测装置4。
参考图1,图1是本实用新型实施例方案涉及的核电站燃料组件的破损检测装置的工作原理框图,燃料组件5置于密闭容器5中,密闭容器1是封闭的,具有气密性。气密性检测装置2通过第一管道a与密闭容器1连接,气体干燥装置3分别通过第二管道b和第三管道c与密闭容器1连接;气体检测装置4通过第四管道d与所述密闭容器1连接。第一管道的一端开口与密闭容器相通,第一管道的另一端开口与气密性检测装置相通。第二管道的一端开口与密闭容器相通,第二管道的另一端开口与气体干燥装置的一端相通,第三管道的一端开口与密闭容器相通,第三管道的另一端与气体干燥装置的另一端相通,即气体干燥装置的一端通过第二管道与密闭容器连通,气体干燥装置的另一端通过第三管道与密闭容器连通。气体检测装置的一端开口与密闭容器相通,且气体检测装置的另一端开口通向核电站的气体处理装置,以向外排气,通过核电站的气体处理装置收集并处理密闭容器中的气体。
具体地,气密性检测装置用于检测密闭容器的封闭性,气密性检测装置可以通过第一管道向密闭容器输送气体,并检测密闭容器的气密性;气体干燥装置用于对密封装置内的气体进行干燥;以及,气体检测装置用于检测密封装置内的核素,具体地,通过检测核素的活度进行判断气体中是否包含该核素或者气体的核素活度,可以检测的核素包括Kr-85以及Ru-106。
进一步地,气密性检测装置包括充气泵和气压检测设备,充气泵通过第一管道与密闭容器连接,气压检测设备设于第一管道的内管壁。充气泵和气压检测设备用于检测密闭容器的封闭性,破损检测装置通过充气泵向密闭容器输送气体,在通过充气泵充气完成后,通过第一管道内管道壁的气压检测装置检测密封容器内的气压是否发生变化,以检测密闭容器的气密性,以避免燃料水池中的水进入密闭容器内。进一步地,充气泵为氦气的充气泵,氦气属于较为稳定的气体,难以与密闭容器里的核素发生化学变化,因此,充气泵通常使用氦气充气泵,且气密性检测装置还具有排水功能,即通过充气泵向密闭容器内充气,可以将密闭容器内的水通过管道排出外界,因此可以在干燥密闭容器之前通过充气泵先进行排水,可以提升干燥气体的效率。
进一步地,气体干燥装置包括气体循环泵和除湿装置,气体循环泵分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接,除湿装置连接于气体循环泵和密闭容器之间。气体干燥装置的一端通过第二管道与密闭容器连通,气体干燥装置的另一端通过第三管道与密闭容器连通;气体循环泵的一端通过第二管道与密闭容器连通,气体循环泵的另一端通过第五管道与除湿装置的一端连通;除湿装置的一端通过第五管道与气体循环泵的另一端连通,且除湿装置的另一端通过第三管道与密闭容器连通。
进一步地,除湿装置可以设于第二管道或第三管道上,除湿装置内置干燥剂,干燥剂包括物理干燥剂或化学干燥剂。气体循环泵用于使密闭容器内的气体在第二管道和第三管道之间循环,除湿装置用于在密闭容器内的气体在第二管道和第三管道之间循环时,去除循环的气体所包含的水分。
进一步地,气体检测装置包括真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置;远离密闭容器的第四管道的一端依次设有真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置,干燥器与密闭容器之间设有真空泵,干燥器与核素检测装置之间设有气体捕集装置。真空泵通过第四管道与密闭容器相通,真空泵用于抽取密闭容器内的气体,以使密闭容器内达到一定的真空度;干燥器通过一管道与真空泵相通,干燥器用于干燥真空泵所抽取出的气体;气体捕集装置通过一管道与干燥器相通,气体捕集装置用于捕集干燥后的气体中所包含的核素。核素检测装置用于检测所抽取出的密闭容器的气体中Kr-85和Ru-106的核素活度。
进一步地,核素检测装置包括用于检测Kr-85的第一核素检测装置和用于检测Ru-106的第二核素检测装置。通过检测Kr-85的第一核素检测装置和用于检测Ru-106的第二核素检测装置可以对Kr-85和Ru-106的释放量依次进行测量,以根据Kr-85核素或Ru-106核素进行判定燃料组件是否破损以及燃料组件内燃料是否被氧化,用于燃料组件破损检查,实现破损燃料组件运行工况和燃料组件芯块完整性的判断,使核电站燃料组件的破损检测具有较高的精度、准确性和全面性。具体地,通过用于检测Kr-85的第一核素检测装置可以检测燃料组件是否破损,通过用于检测Ru-106的第二核素检测装置可以检测燃料组件内燃料是否被氧化。
进一步地,核电站燃料组件的破损检测装置还包括第一加热装置,第一加热装置连接于气体干燥装置和密闭容器之间,第一加热装置用于加热、加快干燥或保温。通过第一加热装置,可以使得在气体循环的过程中使水分子蒸发在循环的气体中,可以加快气体干燥的效率,以及使得气体干燥得更加充分。其中,第一加热装置可以设于第二管道或第三管道上。
进一步地,密闭容器置于燃料水池中,且燃料水池中的水淹没密闭容器并保持密闭容器与水面之间距离预设高度;燃料组件包括预设数量的燃料棒和构件,构件固定燃料棒并使燃料棒保持预设形状。
密闭容器置于燃料水池中,燃料水池中的水淹没密闭容器,并保持密闭容器与水面之间距离一定高度,由于进行裂变反应的核电站燃料组件具有极高的放射性,进行破损检测时需要对其进行屏蔽,水由于其具有很好的屏蔽能力,因此密闭容器设置于燃料水池中,且被燃料水池中的水所淹没,以使燃料组件的破损检测过程在水的屏蔽下进行检测,增加了核素检测的安全性。燃料组件包括一定数量的燃料棒和构件,构件用于固定燃料棒并使燃料棒保持一定形状。
进一步地,核电站燃料组件的破损检测装置还包括第二加热装置,第二加热装置绕设于燃料组件。第二加热装置可以将燃料组件加热到一定的温度,使得其中的易挥发的Ru-106氧化物和Kr-85裂变气体受热膨胀,膨胀后的气体由燃料组件的破口处逸出。且环绕于燃料组件的方式可以使燃料组件均匀受热,第二加热装置环绕的方式在本实施例中不作具体限定。
本实用新型提出的核电站燃料组件的破损检测装置,所述核电站燃料组件的破损检测装置包括密闭容器、气密性检测装置、气体干燥装置和气体检测装置;燃料组件置于所述密闭容器中;所述气密性检测装置通过第一管道与所述密闭容器连接,所述气体干燥装置分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接;所述气体检测装置通过第四管道与所述密闭容器连接。本实用新型通过先通过气密性检测装置检查密闭容器的气密性,再通过气体干燥装置将密闭容器中的气体进行干燥,并在密闭容器内的气体干燥后,进行检测密闭容器内是否包含Kr-85核素或Ru-106核素,可以对Kr-85和Ru-106的释放量依次进行测量,从而可以根据Kr-85核素的放射性活度以及Ru-106核素的放射性活度进行判定燃料组件是否破损以及燃料组件中的燃料是否被氧化,用于燃料组件破损检查,实现破损燃料组件运行工况和燃料组件芯块完整性的判断,使核电站燃料组件的破损检测具有较高的精度、准确性和全面性。
本领域内的技术人员应明白,本实用新型的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此,本实用新型可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且,本实用新型可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本实用新型是参照根据本实用新型实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器,使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中,使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品,该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上,使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理,从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
应当注意的是,在权利要求中,不应将位于括号之间的任何参考符号构造成对权利要求的限制。单词“包含”不排除存在未列在权利要求中的部件或步骤。位于部件之前的单词“一”或“一个”不排除存在多个这样的部件。本实用新型可以借助于包括有若干不同部件的硬件以及借助于适当编程的计算机来实现。在列举了若干装置的单元权利要求中,这些装置中的若干个可以是通过同一个硬件项来具体体现。单词第一、第二、以及第三等的使用不表示任何顺序。可将这些单词解释为名称。
尽管已描述了本实用新型的优选实施例,但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念,则可对这些实施例作出另外的变更和修改。所以,所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本实用新型范围的所有变更和修改。
显然,本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样,倘若本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其等同技术的范围之内,则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (10)

1.一种核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述核电站燃料组件的破损检测装置包括密闭容器、气密性检测装置、气体干燥装置和气体检测装置;
燃料组件置于所述密闭容器中;
所述气密性检测装置通过第一管道与所述密闭容器连接,所述气体干燥装置分别通过第二管道和第三管道与密闭容器连接;
所述气体检测装置通过第四管道与所述密闭容器连接。
2.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述气密性检测装置包括充气泵和气压检测设备,所述充气泵通过所述第一管道与所述密闭容器连接,所述气压检测设备设于所述第一管道的内管壁。
3.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述气体干燥装置包括气体循环泵和除湿装置,所述气体循环泵分别通过所述第二管道和所述第三管道与所述密闭容器连接,所述除湿装置连接于所述气体循环泵和所述密闭容器之间。
4.如权利要求3所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述除湿装置设于所述第二管道或所述第三管道上,所述除湿装置内置干燥剂。
5.如权利要求4所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述干燥剂包括物理干燥剂或化学干燥剂。
6.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述气体检测装置包括真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置;
远离所述密闭容器的所述第四管道的一端依次设有真空泵、干燥器、气体捕集装置以及核素检测装置,所述干燥器通过所述真空泵与所述密闭容器连接,所述干燥器还通过所述气体捕集装置与所述核素检测装置连接。
7.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述核电站燃料组件的破损检测装置还包括第一加热装置,所述第一加热装置连接于所述气体干燥装置和所述密闭容器之间,所述第一加热装置用于加热、加快干燥或保温。
8.如权利要求7所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述第一加热装置设于所述第二管道或所述第三管道上。
9.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述密闭容器置于燃料水池中,且所述燃料水池中的水淹没所述密闭容器并保持所述密闭容器与水面之间距离预设高度;
所述燃料组件包括预设数量的燃料棒和构件,所述构件固定所述燃料棒并使所述燃料棒保持预设形状。
10.如权利要求1所述的核电站燃料组件的破损检测装置,其特征在于,所述核电站燃料组件的破损检测装置还包括第二加热装置,所述第二加热装置绕设于所述燃料组件。
CN202120964336.5U 2021-05-07 2021-05-07 核电站燃料组件的破损检测装置 Active CN214796778U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202120964336.5U CN214796778U (zh) 2021-05-07 2021-05-07 核电站燃料组件的破损检测装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202120964336.5U CN214796778U (zh) 2021-05-07 2021-05-07 核电站燃料组件的破损检测装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN214796778U true CN214796778U (zh) 2021-11-19

Family

ID=78692128

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202120964336.5U Active CN214796778U (zh) 2021-05-07 2021-05-07 核电站燃料组件的破损检测装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN214796778U (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11742102B2 (en) System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
US11217353B2 (en) Method of preparing spent nuclear fuel for dry storage
HUT69215A (en) Method to detect coolant leaks and radioactivity monitoring system of reactors
CN214796778U (zh) 核电站燃料组件的破损检测装置
CN107796668A (zh) 一种核电厂废树脂处理方法
KR102372548B1 (ko) 방사능의 측정에 의해 핵분열 생성물을 검출하기 위한 분석 장치
CN106297927A (zh) 一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法
RU2622107C1 (ru) Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок
JP4184910B2 (ja) 漏えい検出方法
Rodrigues et al. Designing a system to detect leaking in fuel elements in Brazilian Triga research reactor
US9543047B2 (en) System and method for storing fresh and irradiated nuclear fuel
Szabó et al. Numerical simulation of the telescope sipping of a leaking VVER fuel assembly
US5028380A (en) Method and device for the identification of leakiness in a neutron-capturing pencil of a nuclear reactor
RU2094861C1 (ru) Способ обнаружения негерметичных твэлов
CN114112226A (zh) 乏燃料元件的破损检测装置和方法
CN111354488A (zh) 一种核燃料组件真空离线啜吸检测装置及方法
RU2147148C1 (ru) Способ контроля герметичности оболочек твэлов при переводе на сухое хранение
CN116612911A (zh) 压水堆退役控制棒组件的处理方法
Loscoe Transitioning metallic uranium spent nuclear fuel from wet to dry storage
US4382906A (en) Method of and an apparatus for the evaluation of burned-out nuclear fuel elements
JPH05249278A (ja) 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法
JPS59150388A (ja) 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法
CN114036604A (zh) 一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法
JPS58172592A (ja) 燃料プ−ル
Slugeň et al. Monitoring and leak testing of WWER-440 fuel assemblies in Slovak wet interim spent fuel storage facility

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant