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龙图腾网获悉中国辐射防护研究院申请的专利一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法获国家发明授权专利权，本发明授权专利权由国家知识产权局授予，授权公告号为：CN115965254B 。

龙图腾网通过国家知识产权局官网在2025-09-12发布的发明授权授权公告中获悉：该发明授权的专利申请号/专利号为：202211083298.8，技术领域涉及：G06Q10/0639；该发明授权一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法是由梁博宁;杨亚鹏;张建岗;李国强;冯宗洋;贾林胜;王宁;刘一宁设计研发完成，并于2022-09-06向国家知识产权局提交的专利申请。

本一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法在说明书摘要公布了：本发明公开了一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，通过计算钠冷快堆取样时刻核素的释放量及取样时刻母核衰变，取第三代衰变子体的活度得到在意外事故工况下对钠冷快堆取样时刻的核素的释放份额，将计算得到的核素释放份额与实际已出现的意外事故时的核素释放份额进行比较，得到确定的钠冷快堆堆芯损伤类型，堆芯损伤类型包括三类堆芯无损伤、燃料包壳气密性破损、燃料包壳破损；根据得到的确定的堆芯类型用于快速指导紧急情况的安全防护与施救措施。

本发明授权一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法在权利要求书中公布了：1.一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，其特征是：包括以下步骤： 1对钠冷快堆核素取样； 2对钠冷快堆取样时刻核素的释放活度估算； 3对钠冷快堆取样时刻核素的源项估算； 4对钠冷快堆取样时刻核素的释放份额估算； 5将上述具体核素的释放份额估算结果与包壳气密性破损、燃料包壳破损进行比较确定钠冷快堆堆芯损伤类型； 所述步骤2中，核素的释放活度通过公式1进行计算， 其中，Ai表示取样时刻第i种核素的释放量，Bq；Ac％表示取样时刻第i种核素在一回路钠中的比活度，Bqg；Mc表示取样时刻一回路剩余钠的质量，t；表示取样时刻第i种核素分别在主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅中的比活度，Bqcm3；Vj分别表示主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅的自由容积，m3； 所述步骤3中，所述核素的源项估算通过核素衰变过程中第三代子体的活度表示，通过公式6计算， 其中：Ad3t为第3代子体随时间变化的活度，Bq；Ap0为母核初始活度，Bq；λp为母核衰变常数；fd1为第1代子体分支比；λd1为第1代子核衰变常数；fd2为第2代子体分支比；λd2为第2代子核衰变常数；fd3为第3代子体分支比；λd3为第3代子核衰变常数； 在衰变过程中通过堆芯积存量计算母核初始活度Ap0，所述堆芯积存量通过公式7计， 其中，I为实际堆芯积存量，Bq；ID为平衡换料情况下堆芯积存量，Bq；Bu为实际燃耗，MWdt；BuD为平衡换料情况下对应的燃耗，MWdt； 所述步骤4中，核素的释放份额F通过公式8计算得到， 其中，Ad3t为第3代子体随时间变化的活度，Ai为取样时刻第i种核素的释放量。

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