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[发明专利]一种两栖生物辐射剂量率的获取方法及装置-CN202310614140.7在审
发明人：熊潇颖;白晓平;魏其铭;平昊;王晓亮;张君南;郑伟;邱林 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-05-29 - 公布日： 2023-09-08 - 主分类号： G01T1/02 文献下载
摘要：本发明公开一种两栖生物辐射剂量率的获取方法及装置，属于核辐射防护领域。所述方法包括：计算两栖生物分别在第一生态系统中的第一辐射剂量率和在第二生态系统中的第二辐射剂量率；根据第一辐射剂量率和第二辐射剂量率获取两栖生物的辐射剂量率。所述方法可解决相关技术中存在的两栖生物辐射剂量率的计算结果的准确性低，存在安全隐患的问题。
一种两栖生物辐射剂量率获取方法装置

[发明专利]一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法-CN202310626331.5在审
发明人：李璐;王晓亮;张君南;白晓平;魏其铭;魏国强;郑伟;邱林 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-05-30 - 公布日： 2023-08-29 - 主分类号： G16C10/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法，该方法先根据核能供热装置的工艺流程确定出换热器布置顺序、数量及换热器中加热流体的物相状态，接着根据换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态，确定换热器的参数，然后根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，构建计算模型估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度，最后将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求。该方法用于判断出外供蒸汽放射性活度浓度是否符合相关法规、标准的控制性指标，如不符合控制性指标，需根据工艺设计情况提出优化方案。
一种核能供热装置蒸汽放射性浓度估算方法

[发明专利]一种控制体的放射性源项计算方法、装置及评估方法-CN202310603615.2在审
发明人： 张君南;李璐;王晓亮;白晓平;魏其铭;魏国强;熊潇颖 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-05-25 - 公布日： 2023-08-08 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明公开了一种控制体的放射性源项计算方法、装置及评估方法，该计算方法包括：当控制体的状态为外循环运行、且内循环同时运行时，根据外循环和内循环同时运行的参数计算出核素在控制体回路中的浓度；以及当控制体的状态为外循环关闭、且内循环运行时，根据内循环运行参数计算出核素在控制体回路中的浓度。本发明提供了计算安全壳、水箱以及厂房通风系统等多个控制体的放射性源项的通用方法，统一了核素活度的计算数学模型，同时考虑两代子核衰变的影响以及考虑动态平衡的影响，该方法能用于计算分析放射性核素在各个工艺回路中不同情况下的活度浓度。
一种控制放射性计算方法装置评估方法

[发明专利]一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法-CN202111215169.5在审
发明人：李璐;张君南;王晓亮;周耀权;郑伟;魏国强;魏其铭;白晓平;邱林 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2021-10-19 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G06F30/13 文献下载
摘要：本发明涉及一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法，属于辐射安全与环境保护技术领域，包括以下步骤：根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数，计算一回路主冷却剂源项；根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数、一回路主冷却剂源项，计算二回路源项；根据一回路、二回路源项以及三废系统的相关参数的保守预计，估算气液态流出物排放源项。本发明提供的方法能够初步判断核电厂的设计是否能够满足相关环境排放标准，为三废系统的设计和改进优化提供指导，对于新厂址的厂址选择和厂址容量分析等有重要意义。
一种新堆型气液态流出物排放估算方法

[实用新型]非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器-CN201220261353.3有效
发明人：牛风雷;张君南 -专利权人：华北电力大学
申请日： 2012-06-04 - 公布日： 2013-01-09 - 主分类号： G09B25/00 文献下载
摘要：本实用新型公开了属于核电能源技术领域的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器。它的结构如下：堆芯补水箱、第一电磁阀、第二电磁阀、安注箱、压力容器、第八热电偶、墨水注射器和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、稳压器、安全阀、第二压力计、泄压阀和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、第三热电偶、蒸汽发生器、喷射泵和阀门通过管路装配在一起。本实用新型的有益效果为：本实用新型能够对核电站核岛安全壳内部正常工况下一、二回路的循环过程以及LOCA失水事故工况下安全注射系统和非能动余热排出热交换器的运行过程有直观的了解。
能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器

[发明专利]非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器-CN201210182381.0无效
发明人：牛风雷;张君南 -专利权人：华北电力大学
申请日： 2012-06-04 - 公布日： 2012-09-26 - 主分类号： G09B25/00 文献下载
摘要：本发明公开了属于核电能源技术领域的非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器。它的结构如下：堆芯补水箱、第一电磁阀、第二电磁阀、安注箱、压力容器、第八热电偶、墨水注射器和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、稳压器、安全阀、第二压力计、泄压阀和阀门通过管路装配在一起，墨水注射器、第三热电偶、蒸汽发生器、喷射泵和阀门通过管路装配在一起。本发明的有益效果为：本发明能够对核电站核岛安全壳内部正常工况下一、二回路的循环过程以及LOCA失水事故工况下安全注射系统和非能动余热排出热交换器的运行过程有直观的了解。
能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器