核物理、核工程

本发明公开一种低活化抗辐照的结构与多功能一体化核辐射屏蔽材料及其制备方法，所述材料由低活化成分与抗辐照组织设计的基体材料和中子与γ辐射屏蔽的功能材料复合而得，基体化学成分(wt％)为：C:0.08～0.16％，Cr:7.50～12.00％，W:1.00～2.20％，V:0.15～0.40％，Ta:0.01～0.20％，Mn:0.05～0.75％，Si≤0.40％，Ti≤0.02％，Al≤0.03％，Ni≤0.03％，Cu≤0.05％，N≤0.07％，O≤0.01％，P≤0.02％，S≤0.01％，B≤0.006％，Nb≤0.01％，Mo≤0.05％，Co≤0.01％，Ag≤0.05％，As≤0.005％，Sn≤0.005％，Sb≤0.005％，Zr≤0.005％，余量为Fe，功能材料为：具有高热中子吸收截面的纳米Gd2O3及高效γ射线屏蔽的基体合金元素W。按质量百分比，将纳米级0.5～6.0％Gd2O3与基体材料配制并机械合金化，采用热等静压调控纳米Gd2O3在材料中的弥散析出并获得弥散强化的抗辐照组织结构，实现低活化抗辐照的结构与多功能一体化核辐射屏蔽材料的高效制备，可作为先进核能系统关键部件的结构及屏蔽材料。

本发明公开了一种用于无载体177Lu制备过程中的富集176Yb的回收方法及装置，回收方法包括对含富集176Yb的废液进行除酸、浓缩，获得待沉淀溶液；对待沉淀溶液通过沉淀法获得含176Yb沉淀；对含176Yb沉淀进行高温加热，以将含176Yb沉淀转化为氧化镱。本发明通过柱层析的方法进行废液的预处理，除去待回收液中含量较高的磷酸类有机萃取剂，降低了废液处理难度。然后利用沉淀法获得含有176Yb的沉淀，最后通过原位加热蒸发浓缩，实现沉淀的全部收集，简化了工艺流程，提高了回收效率及回收效果，对176Yb的回收率达到了95％。

本发明涉及利用重水堆垂直通量探测器孔道生产同位素技术领域，针对无法有效利用重水堆垂直通量探测器孔道生产同位素的问题以及同时生产多种同位素的问题，本发明提供了一种利用重水堆垂直通量探测器孔道生产同位素的靶件，在外靶管内布置数个内靶管，外靶管两端设置在上端塞和下端塞，上端塞上设置金属丝以使靶件从重水堆垂直通量探测器孔道进入堆芯或从堆芯中拔出，数个内靶管装载至少一种靶材以生产至少一种同位素。本发明结构简单，加工制造方便，能够实现利用重水堆垂直通量探测器孔道批量化生产镥‑177、锶‑89、钬‑166等医用短半衰期同位素。

提供了三维离子阱。一种用于控制捕获的离子的设备包括第一衬底。该设备还包括与第一衬底间隔开的第二衬底。至少一个离子阱被配置成在第一衬底和第二衬底之间的空间中捕获离子。离子阱的DC电极形成在第一衬底上。离子阱的RF电极形成在第二衬底上，并且不在第一衬底上。

本发明公开了一种基于模型降阶和混合数据同化的堆芯测量方法，从理论上计算出多个不同堆芯状态μ下的核‑热‑流耦合过程，开展本征正交分解进行分析，选取99.99%的能量保留精度进行截断，确定不同物理场的本征正交基截断阶数，构建不同堆芯状态下的映射关系并重构堆芯状态参数；以模型降阶和混合数据同化方法为基础，建立堆芯内部耦合多物理场的降阶模型以及各个物理场，包括探测数据之间的降阶模型系数映射关系，将不同物理场之间的耦合关系转化为少数几个降阶模型系数之间的简单插值映射关系，以快速获得不同物理场的分布条件；既可获得更多物理场信息，又无需重新启停堆芯，使得测量的成本较低；同时，也无需消耗大量计算资源，计算时间更短。

本发明属于放射性同位素生产技术领域，具体涉及一种工程用处理和回收放射性废树脂中C‑14的装置和方法。包括干燥组件、冷凝组件、吸收组件、贮存组件、尾气处理组件以及相互连接的管道，其中，干燥组件通过管道与冷凝组件连接，冷凝组件通过管道与吸收组件，吸收组件通过管道与贮存组件、尾气处理组件分别连接。本发明的有益效果在于：应用本发明可以开展重水堆大批量放射性废树脂高温降解提取C‑14。解决重水堆废树脂中C‑14含量过高且难以处理的问题，经装置加热处理后的废树脂，做进一步处理后(如水泥固化)可实现近地表处置。本装置提取的C‑14纯度高，后续可用于C‑14核技术利用。

本申请涉及磁约束聚变技术领域，尤其是涉及一种应用于球形托卡马克的反向线圈装置及托卡马克装置，包括通过设置的第一圆弧线圈主体与第二圆弧线圈主体形成反向线圈主体，反向线圈主体同轴套设于中心柱外围，第一圆弧线圈主体一端底表面垂直连接负极连接块，负极连接块用于连接外接电源负极，第二圆弧线圈主体连接TF线圈软连接件，TF线圈软连接件依次连接TF线圈及中心柱，在对应中心柱表面安装正极连接件，正极连接件一端连接外接电源正极，当通电后形成回路电流，其反向线圈主体形成反向环形电流，如此，抵消每一软连接结构的弯折部环向电流产生的环向杂散场，从而更好的约束等离子体，提高了球形托卡马克装置磁约束核聚变实验数据准确性。

本申请涉及一种三维功率分布不确定度评估方法、装置和计算机设备。方法包括：获取预设时间段内各探测器单元的电流测量值和电流计算值，其中，预设时间段的结束时间节点为当前时刻；根据各电流测量值获取当前时刻堆芯测量电流的第一不确定度；根据各电流测量值和各电流计算值获取当前时刻堆芯空间插值的第二不确定度；根据各电流测量值和各电流计算值获取当前时刻燃料块功率计算值相对于电流计算值的第三不确定度；根据第一不确定度、第二不确定度、第三不确定度、预设的棒功率分布的第四不确定度和第一预设公式确定三维功率分布不确定度。采用本方法能够减少三维功率分布不确定度评估的复杂性和计算量。

本发明涉及安全防护的技术领域，公开了一种T型控制棒外置驱动装置，包括安装机构，包括底板、固定连接在所述底板顶端的底柱，以及固定连接在所述底柱顶端的筒体，所述筒体的外侧固定连接有侧筒，所述筒体的外侧固定连接有安装块，所述侧筒的内部设置有显示部件，所述侧筒的内部设置有减速部件，所述侧筒的一端适配安装有测量部件；当设备发生动力源故障时，通过快速反转的转盘，带动压块对受力板进行推动，实现止停板挤压铁链，从而使控制棒停止下滑，进而对控制棒进行有效防护，并且可以实现控制棒缓慢间接式的下落，以保证控制棒温稳定下落，避免了后期维修时，造成控制棒突然掉落的情况发生，再一次的提高了设备的实用性。

一种目标载体组件包括壳体、目标和准直器。所述壳体包括由真空窗口箔分开的准直器隔室和目标隔室，所述准直器可移除地设置在所述准直器隔室内，并且所述目标设置在所述目标隔室内。所述准直器隔室在所述辐照位置附接到回旋加速器射束管线，并且所述目标隔室在所述辐照位置与冷却流体供应管线和冷却流体返回管线流体连通。所述目标由来自所述冷却流体供应管线的冷却流体冷却。所述准直器引导来自所述回旋加速器射束管线的粒子束以辐照所述目标，并且包括射束入口直径和射束出口直径。射束准直器与射束准直器隔室处于热接触。

本申请提供一种准直器，包括多个栅格板，多个栅格板围成准直器中的多个通孔，通孔横截面呈等边三角形结构，沿准直器中心到边缘的方向，N个通道区域中对应通孔的等边三角形横截面的边长逐渐变大，准直器的厚度逐渐减小，且第n通道区域中与第n‑1通道区域相邻的通孔所在区域的厚度为等高设置；该准直器能够有效的过滤较大出射角度的靶材粒子，提高了沉积薄膜的台阶覆盖率，同时提高了基片表面沉积薄膜厚度的均匀性。本申请还提供一种磁控溅射设备，包括上述准直器，用于提高薄膜沉积工艺中的台阶覆盖率。

本发明涉及核能发电技术领域，具体公开了一种用高温气冷堆替代火电锅炉的设备调整方法，分别对常规岛0m及以下区域、中间层区域、运转层区域、煤仓间区域的设备进行调整。本发明方法采用高温气冷堆替代火电锅炉，替代前后装机容量相同，因此可使用常规岛厂房外原电力出线系统将电力输出，有效降低建造和运营成本。

本发明公开了一种磁约束聚变装置燃料补充设备，涉及磁约束聚变装置辅助器械技术领域，其技术要点为：包括：聚变燃料低温冷冻组件，以及设置在聚变燃料低温冷冻组件左侧位置的进料加压组件，且聚变燃料低温冷冻组件的右侧位置设置转盘式燃料推进组件。本发明中通过液氮将聚变燃料进行低温冷冻处理，在将核聚变燃料气体低温快速凝华成固体，借助将燃料气体进行固化的方式燃料能够以较快的速度注入到等离子体中，实现等离子体芯部加料；利用等边三角体转子的转动将固化后的燃料进行推动击发进入到逃逸管中，并依靠转动的推动动能让燃料固体输送到等离子体中，从而大幅度地提高加料效率，并形成等离子体密度的中心峰化分布，从而大大地改善等离子体的粒子和能量约束性能。

本发明属于核燃料制造技术领域，具体涉及一种推燃料棒进补偿块的装置。包括铝型材料架，铝型材料架分别与上部筋板、挡块、下部筋板、直线导轨、固定座、安装板和传感器相连。本发明的有益效果在于：(1)每支燃料棒均到位(刚好进入补偿块补偿位置)；(2)使用该装置后，燃料棒表面无新增划伤或磨痕；(3)使用该装置后，燃料棒底片影像清晰，各部位可辨识；(4)相较人工送燃料棒进补偿块，效率提升了20倍；(5)可满足不同长度燃料棒的使用需求(可根据燃料棒的长度，设计带有不同长度悬臂的铝型材料杆)。

本发明涉及一种反应堆容器冷却剂充排系统，包括储存容器、充排母管、输送装置、回流管、以及气体加压模块；充排母管连通反应堆容器和储存容器，输送装置设置在充排母管上，以将反应堆容器内的冷却剂输送至储存容器；回流管连通储存容器和反应堆容器，让储存容器内的冷却剂能回流至反应堆容器；气体加压模块用于向反应堆容器内充入气体，调节反应堆容器内的压力，保持反应堆容器内的冷却剂输送至储存容器。系统配合气体加压模块的动态加压，可降低排冷却剂介质时反应堆容器气空间以及反应堆容器底部的压力值，进而降低反应堆容器的设计压力，降低反应堆容器的顶盖等结构设计难度，提高安全性并节约建造成本。

本发明属于核反应堆压力容器无损检测技术领域，具体涉及一种自主吸附式反应堆压力容器筒体检查工具。包括一个激光引导器和多个水下磁吸附检查小车。激光引导器由激光引导信号发射器和激光引导信号接收器组成，激光引导信号接收器安装于压力容器法兰面圆心处，激光引导信号发射器安装于水下磁吸附检查小车上。水下磁吸附检查小车运动至某一位置后激光引导信号发射器发射信号，激光引导信号接收器接收到信号通过解算获取水下磁吸附检查小车的精确位置。本发明在满足检测要求的前提下实现检查设备的小型化和智能化，提高检查设备的覆盖范围和检查精度。

本发明一方面涉及一种用于中子捕获治疗系统的射束整形体，包括：缓速体，用于将中子射束的中子减速至超热中子；包围缓速体的反射体，用于将偏离中子射束的中子反射回中子射束以提高中子射束强度；及超热中子通量增强体，用于提高中子射束中的超热中子通量，设置于缓速体中和/或反射体中和/或缓速体与反射体之间。本发明的另一方面涉及一种包含上述射束整形体的中子捕获治疗系统。通过在射束整形体中设置超热中子通量增强体，增加中子射束中的超热中子通量，改善中子射源的通量与品质。

本公开提出一种液态金属反应堆热工水力特性实验系统，包括：主实验回路，用于进行液态金属反应堆热工水力特性实验，主实验回路为近似矩形设计，包括：加热段、第一换热器、缓冲罐、电磁泵以及流量计，加热段位于主实验回路底部，第一换热器位于主实验回路顶部；油冷却回路，用于导出主实验回路产生的热量，油冷却回路包括：导热油泵、导热油罐、第一换热器、第二换热器；水冷却回路，用于导出油冷却回路产生的热量，水冷却回路包括：第二换热器；辅助气体工艺系统，包括：第一惰性气罐、第二惰性气罐、管道及阀门，第一惰性气罐分别与缓冲罐和储料罐相连，第二惰性气罐与导热油罐相连。本公开的系统能够基于近似矩形设计有效提升自然循环能力。

提供了粒子产生装置及包含其的系统。惯性静电约束型的粒子产生装置，包括容器、阳极结构和阴极结构，其中阳极结构和阴极结构位于容器内。该粒子产生装置进一步包括富集有可聚变同位素物质的第一富集表面，其中该第一富集表面是阳极结构的表面或阴极结构的表面的至少一部分。

本发明涉及压水堆核电站装卸料机调试技术领域，具体公开了一种压水堆核电站装卸料机抓具解锁装置。该装置包括抱箍、支撑板和连接螺杆，所述抱箍呈四边形板状结构，中部设有圆形镂空，四角均匀设有抱箍螺孔；所述支撑板呈八角星板状结构，中部设有四边形镂空，置于抱箍正下方，与所述抱箍螺孔对应的位置设有支撑板螺孔；所述连接螺杆两端设有螺纹，所述连接螺杆贯穿抱箍螺孔和支撑板螺孔，突出抱箍螺孔的部分通过抱箍螺母旋紧，突出支撑板螺孔的部分通过支撑板螺母旋紧，使得抱箍与支撑板紧固连接。该装置设计结构紧凑，拆装便捷，操作简单，安全可靠。

本发明公开了一种非能动安全壳热量导出系统，包括：安全壳外置冷却水箱、上升管线、下降管线、换热器、气体导管、抽气装置、不可凝气体储存箱，上升管线、下降管线分别贯穿安全壳，换热器分别通过上升管线、下降管线与安全壳外置冷却水箱连接，气体导管的入口端位于换热器外围，气体导管与不可凝气体储存箱连接，气体导管的出口端插入不可凝气体储存箱内的水溶液中，抽气装置与气体导管连接，抽气装置用于抽吸换热器外围的不可凝气体，不可凝气体储存箱用于储存抽气装置抽吸的不可凝气体。本发明中的有效将非能动安全壳热量导出系统内蒸汽冷凝后剩余的不可凝气体层抽吸至不可凝气体储存箱，从而增强非能动安全壳热量导出系统的换热能力。

本发明提供了一种棒位系统检测系统，包括：变压器模块，用于将外部输入的交流电进行降压，转换为低压交流信号从而模拟控制棒棒位传感器信号；信号切换模块，用于接收来自变压器模块的棒位传感器模拟信号，并根据主控模块传输来的指令，将信号通过对应的信号通道传输至待测棒位系统，从而模拟控制棒所处的不同位置；信号回采模块，用于采集待测棒位系统输出的格雷码信号，并将信号传输给主控模块；主控模块，用于输出棒位控制信号至信号切换模块，控制信号切换模块输出棒位传感器模拟信号，同时主控模块接收来自信号回采模块输出的格雷码信号和信号切换模块输出的棒位状态反馈信号。本发明能够针对棒位系统进行功能测试和故障检测。

本发明涉及一种高低温可控辐照靶室，靶室主体一端与外法兰连接，另一端与真空室连接，在靶室主体内设有导热板，导热板一侧设有样品固定台，导热板上设有加热元件以及导热液导槽，导热液导槽通过导热液体管道与制冷加热控温系统导热液体接口连接；在所述导热板一侧设有电子抑制装置，用于抑制束流产生的二次电子。本发明通过导热液体和加热元件的双重作用可以实现‑196摄氏度到1500摄氏度范围内的温度调节，并具有电场抑制和实时测量样品上的束流流强的测量能力，能够实现温度和流强测量的自动化管理，满足用户对极端条件下的材料的辐照需求。

本发明涉及IXPE泡沫生产技术领域，具体公开了一种IXPE泡沫生产用双面辐照装置，包括：壳体，壳体一端设有进料口，另一端设有出料口，进料口与出料口之间设有导向板，导向板上设有通槽；辐照组件，辐照组件包括设于壳体的支撑架和设在支撑架朝向通槽的一侧的辐照板；输送组件，输送组件包括设在壳体内的滚筒、均匀设在滚筒侧壁的若干固定板和驱动滚筒间歇转动的驱动机构，固定板远离滚筒的一侧设有滑槽，滑槽沿滚筒径向滑动连接有滑动板，滑动板与滑槽底部之间设有第一弹簧，本发明解决了传统的IXPE泡沫生产过程中，长度较大或者连续不断的IXPE泡沫的辐照过程繁琐复杂、生产效率较低的问题。

本发明公开了基于微波散射原理的磁力线倾斜角度测量系统和方法，涉及核聚变技术领域，本发明的测量系统和方法可应用于对磁约束聚变装置的磁力线偏转角进行长期稳定的监测，保证磁约束装置获得较高的性能。本发明通过微波收发技术、等离子体中的微波散射原理和可调偏振片的组合测量磁力线倾斜角度，通过快速调节偏振片的角度并同时对不同接收位置处、不同极化方向的散射信号进行功率强度测量，通过不同极化方向微波散射信号与可调偏振片之间的依赖关系，获得磁力线倾斜角度。

本发明涉及医学辐射防护，具体涉及用于教学的放射源存储、转移、控制装置及其使用方法，为解决现有教学过程中，放射源在转移过程中暴露在外界，以及试验容器由于尺寸限制无法有效屏蔽射线，导致试验人员易暴露在射线环境的不足之处。本发明用于教学的放射源存储、转移、控制装置包括试验仓、活动仓、活动仓盖以及动力单元；试验仓上开设第一沉孔，活动仓设置在第一沉孔中，且其上开设第二沉孔，用于设置放射源，第一沉孔和第二沉孔的侧壁分别开设第一通孔和第二通孔；第二通孔和对应的第一通孔方向相同且位于同一轴向截面，使用时，动力单元带动活动仓盖与活动仓沿轴向移动，直至第二通孔与第一通孔相互连通，进行试验。

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种燃料管道检测装置对中系统及方法。本公开的燃料管道检测装置对中系统采用基于特征图像比对的计算机视觉方法，在功能模块中封装测量样本原图灰度化、LBP转换及多分辨移动相似处理等计算方法，获取与特征图像相比较偏移值并生成实际待移动编码值，实现对中操作自动化。有效减少高辐照工况对操作人员影响、提升燃料管道无损检测工作自动化程度。

本发明涉及一种安全壳内换料水箱取样前打循环系统。该系统中第一PTR净化泵的第一端通过管道连接第一PTR入口阀门的第一端，第一PTR入口阀门的第二端通过管道连接安全壳内换料水箱的第一出水口。第一PTR净化泵的第二端通过管道连接安全壳内换料水箱的入水口；由安全壳内换料水箱、第一PTR净化泵、第一PTR入口阀门和连接管路形成第一循环回路。在对安全壳内换料水箱取样前，开启第一PTR净化泵和第一PTR入口阀门，使第一循环回路运行第一预设时间。本发明利用已有的净化泵实现安全壳内换料水箱取样前打循环，大大减少取样前打循环的设备数量，从而减少工作人员工作量，同时减少电能消耗，降低成本。

本发明提供一种含铀金属废物清洗处理方法及设备，属于核材料处理领域，包括如下步骤：将含铀金属废物进行分类和处理；将分类和处理后的所述含铀金属废物进行清洗和烘干，得到清洗后的含铀金属废物；使用检测装置检测所述清洗后的含铀金属废物表面的放射性数值；将所述放射性数值在合格值以下的所述含铀金属废物重新进行清洗和烘干；将所述放射性数值在合格值以上的所述含铀金属废物进行回收或熔炼。本发明的技术方案，将含铀金属废物通过清洗、烘干、压缩和包装后，满足送填埋场处置的要求，解决了目前含铀金属废物目前只能暂存、占用生产用地的问题，实现了含铀金属废物的安全处理。

本发明公开了一种放射性废树脂转运系统，包括转运装置、进料单元和卸料单元，转运装置包括槽车屏蔽容器(29)，槽车屏蔽容器(29)接收进料单元内的废树脂，并将废树脂传输至卸料单元内，进料单元包括：第一废树脂收集罐(17)，第一废树脂收集罐(17)容纳废树脂；第一射流器，通过第一射流器将废树脂收集罐的废树脂抽吸至槽车屏蔽容器(29)内；第一泵(27)，第一泵(27)为第一射流器提供第一动力水。本发明采用纯机械结构的射流器，实现了树脂输送的免维护。

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种核电放射性多滤芯自动装桶系统及方法。本公开的核电放射性多滤芯自动装桶系统中，采用传感器和控制系统，实现单废物桶多滤芯的自动装填，提升了操作人员手动装填的可靠性，降低了系统运行风险。每个钢桶采用多孔位的滤芯支架，由此可以一次性填装多个废弃滤芯，滤芯受到滤芯支架约束实现稳定整齐装填，大大节省了滤芯装填空间，且有效降低了滤芯倾倒的风险，高效安全。

本发明公开了一种连续处理废有机磷类萃取剂的方法，通过先萃取将废萃取剂与稀释剂分离，分离的稀释剂可循环利用；再催化热解将分离后的有机磷类萃取剂无机化，无机化产物可作为第一步操作中萃取剂与稀释剂分离的试剂；在热解的无机产物使用多次后，作为磷酸水泥的原料之一。本发明利用连续进料，使得分离后的加合物可立即进行热解，热解产物立即送入萃取设备作为原料使用，大大减低了原料的使用量，提高了废有机磷的有效利用率，且产生的废物量小。本发明的方法适用范围较广，可适用于大多数的中性磷类萃取剂以及酸性磷类萃取剂的连续处理。

提供一种长周期高燃耗的燃料管理方法，该方法包括如下步骤的循环：S1.确定卸下的燃料组件组数，需卸下的燃料组件中包括一组位于堆芯中心位置的燃料组件；S2.装入的燃料组件包括一组乏燃料池中可以复用的旧燃料组件和其余组全新燃料组件；S3.将旧燃料组件替换位于堆芯中心位置的燃料组件，装入全新燃料组件，使装入的燃料组件与未卸下的燃料组件呈棋盘式分布，装入的新燃料组件为同一富集度燃料组件或不同富集度燃料组件集合，且新燃料组件富集度大于5％；S4.以24个月换料周期的间隔重复步骤S1至S3。上述方法在使用核燃料富集度超过5.0％的燃料基础上显著提高了循环长度，实现了长周期换料目标。

本发明涉及一种无源高速核燃料棒富集度检测设备及其检测方法，包括多组串接的探测器阵列与数据处理单元，多组探测器阵列均设置于固定架上并且中心对齐；每组探测器阵列包括屏蔽体及若干个异形伽马射线探测器，若干个异形伽马射线探测器呈环形均匀排列布置在屏蔽体四周，屏蔽体中心中空形成中空通道，以供待测燃料棒平稳穿过每组探测器阵列中心，屏蔽体对异形伽马射线探测器进行固定屏蔽外界干扰，数据处理单元接收和处理各探测器阵列输出的测量结果。采用本发明中公开的方法，能够直观快捷地显示出测量棒的富集度分布情况，并据此锁定异常芯块位置，能够大幅度提升核燃料棒富集度检测速度与精度，降低设备成本和维护成本，提高燃料棒的安全性。

本发明公开了一种用于大型地下贮罐放射性残留泥浆的回取装置，涉及核设施退役技术领域，包括能实现泥浆回取过程中的管线同步收放自适应收放机构，以及与自适应收放机构通过钢丝绳相连用于对泥浆进行回取的遥控回取机器人；所述遥控回取机器人包括机器人本体，在机器人本体的后端设置有后安装组件，前端安装有能对贮罐中放射性残留泥浆进行破碎的破碎机构。本发明提供的回取装置适用于大型地下贮罐高放射性水平残留泥浆的回取，既解决了封闭贮存槽罐泥浆回取中管线收放的难题，又实现了贮罐中放射性残留泥浆的自动化回取，还可对板结、死角处的泥浆进行清除和回取。

本申请提供一种液态金属反应堆内的维修操作装置及其维修操作方法，该维修操作装置包括密封筒、密封筒顶盖、机械手、摄像头、惰性气体系统和控制系统。密封筒配置为与堆容器的顶盖连接且能够插入堆容器内覆盖被维修或抓取部件。机械手连接在密封筒顶盖的中心。摄像头安装在密封筒的内表面上。惰性气体系统位于密封筒顶盖背离密封筒的一侧。惰性气体系统中的惰性气体不与堆容器内的液态金属发生反应。控制系统配置为控制机械手和摄像头在密封筒内伸缩移动，且控制惰性气体系统向密封筒内加压直至密封筒内液态金属全部排出。本申请通过对液态金属反应堆内局部待维修区域进行加压排液技术手段，实现了堆内维修可视化技术效果。

本发明的实施例公开了一种池式供热反应堆，包括：容纳池，容纳池用于容纳冷却剂；多个堆本体，堆本体设置于容纳池内，堆本体设置成使冷却剂进入堆本体并吸收堆本体产生的热量；多个换热器，换热器设置于容纳池内，换热器设置成使多个堆本体流出的吸收热量后的冷却剂冷却并流回容纳池内；集流器，集流器连接于多个堆本体和多个换热器之间，以使多个堆本体中吸收热量后的冷却剂进入集流器内并分配至所述多个换热器。本发明实施例中的池式供热反应堆，将堆本体作为一体化模块，同时将换热器模块化，布置在容纳池内，使堆本体和换热器均可以独立地拆卸和安装，大大提高了安装建造的效率。

本发明公开了一种微晶玻璃固化放射性元素铯的方法，将硝酸铯溶于去离子水溶液中，在铯溶液中加入醋酸钡、丙氧基钛及硝酸铝，得到前驱体溶液；将该溶液注入模具中置于烘箱中烘干养护得到块状固体，将块状固体粉碎研磨后得到含铯前驱体粉末；将含铯前驱体粉末和玻璃粉末按比例混合在1000‑1200℃的温度下熔融制得碱硬锰矿基微晶玻璃。本发明将放射性铯元素固化在碱硬锰矿晶体中，碱硬锰矿晶体被玻璃包裹住，对铯元素提供二次保护，防止其渗出。本发明的微晶玻璃固化体用于高放废物的固化处理，化学稳定性好，固化效果明显，抗浸出率高，显示出极好的应用前景。

本申请涉及核电站设计技术领域，涉及一种核电站事故处理方法、装置、计算机设备和存储介质。方法包括：获取先进堆型核电站的始发事件清单，始发事件清单包括在先进堆型核电站的运行过程中预计出现的至少一种始发事件；分别获取每种始发事件在至少一种运行模式下的安全分析报告；分别分析每种始发事件的至少一种安全分析报告，获得每种始发事件在至少一种运行模式下的事故等级，选择事故等级最高所对应的运行模式作为目标运行模式；获取至少一种始发事件在各自的目标运行模式下的事故处理策略；根据至少一种始发事件在各自的目标运行模式下的事故处理策略，对先进堆型核电站进行事故处理。采用本方法能够应对先进堆型核电站在事故状况下的相关活动。

本发明公开了一种降低核电厂氢气风险的多隔间连通装置，涉及核电站安全系统配置技术领域。所述装置包括：位于核电厂安全壳中下部的卸压箱，所述卸压箱的外侧设置有卸压箱隔间，所述泄压箱隔间的上侧形成有稳压器隔间，所述稳压器隔间内设置有稳压器，通过在相应的隔间上设置不同的隔板，并在相应隔间的隔板上布置不同的连通口，使其形成事故后氢气扩散至安全壳大空间的主要通道，并针对性的布置PCS内置换热器以及若干个氢气复合器，使氢气在卸压箱隔间与环廊之间形成循环流动。所述装置能够避免氢气在卸压箱隔间聚集，防止局部氢气爆炸导致安全壳失效，提高核电厂安全性。

本申请提供了一种换热装置与系统，涉及换热技术领域。该装置包括同中心轴的内衬筒和换热筒，换热筒套设于内衬筒外，内衬筒用于容纳带电粒子束，换热筒的外侧壁面上缠绕有电磁线圈；换热筒的内侧壁面竖直设置有多个第一肋板，多个第一肋板将换热筒的内侧壁面分隔成多个面积相同的子换热区域；每个子换热区域的中间位置竖直设置有一条主流道，每个子换热区域的两边分别竖直设置有一条汇集流道；主流道与汇集流道之间水平设置有多个第二肋板，多个第二肋板将子换热区域分隔成多条横向流道。本申请提供的换热装置与系统能够快速且均匀地对电磁透镜进行换热，具有换热效率高、均温效果好、压降损耗小的优点。

本发明公开了一种基于水中放射性核素富集纯化装置的自密封结构，包括冷却器，所述冷却器的上方设置有蒸发器，且蒸发器为无底结构，所述蒸发器与冷却器之间设置有膜架且膜架的中部设置有疏水膜，所述蒸发器的下方呈矩形阵列设置有若干锁紧固定杆，所述锁紧固定杆的外侧等间距设置有若干锁紧环，冷却器的上方呈矩形阵列开设有若干锁紧插口，所述锁紧插口内的一侧开设有隐藏腔且隐藏腔的内部转动设置有锁紧柱，所述锁紧柱靠近锁紧插口的一侧设置有锁紧限位块，在扣合过程，压合力越大，即锁紧固定杆向下移动的行程越多，即蒸发器与冷却器对膜架的挤压力更大，密封性更好。

本发明涉及高温气冷堆的技术领域，尤其涉及一种高温气冷堆反应堆冷却剂系统，包括，冷却机构，包括反应堆和蒸汽发生器，设置于所述反应堆与蒸汽发生器之间的热气导管热段，设置于所述热气导管热段上的跃迁部，设置于所述热气导管热段内的转换部，设置于所述热气导管热段上的槽部；以及，操作机构，包括设置于所述转换部上的延伸部，设置于所述延伸部上的把手部。该高温气冷堆反应堆冷却剂系统，通过转换部的设置，将转换部转动180度，使第一转换封板与第二转换封板错位，从而使两个转换部之间的空间隔离，同时转换孔与跃迁部连通，使冷却剂可以通过跃迁部跨过法兰，保证装置正常运行的同时，可以对法兰进行维修更换。

本公开的实施例提供一种核电厂核应急信息系统、显示方法、电子设备及可读存储介质，系统包括：传感器模块，用于采集测量参数；逻辑处理模块，根据传感器模块的测量参数，或存储模块存储的测量参数进行逻辑处理和条件判断，并输出待查询参数；存储模块，用于储存测量参数和待查询参数；显示及打印模块，用于对测量参数和/或待查询参数进行可视化显示；通讯模块，用于传感器模块、逻辑处理模块、显示及打印模块和存储模块之间的信息交互；显示及打印模块包括应急显示界面及若干子显示界面，其中，根据获取的子显示界面对应的地址信息在应急显示界面中可视化显示各子显示界面的测量参数或待查询参数。

本发明公开了一种反应堆本体所在水池的自驱动式补水系统及补水方法，包括反应堆水池、反应堆容器、主动冷却机构、被动冷却机构和监控机构；反应堆容器设于反应堆水池内；主动冷却机构与反应堆容器换热连接；被动冷却机构包括螺杆膨胀机、循环水泵和冷却水池；螺杆膨胀机的动力输入端与反应堆水池的内部接通，螺杆膨胀机的动力输出端与循环水泵的动力输入端连接；循环水泵的抽水端与冷却水池的内部接通，循环水泵的供水端与反应堆水池的内部接通；监控机构的主控阀门与螺杆膨胀机动力输入端接通；在测得反应堆水池内的压力或水位超出预设值时，监控机构用于控制主控阀门打开；以此实现了往反应堆水池内的自动补水。

本发明属于核能设备在役检查领域，具体涉及一种燃料组件形变视觉检测装置与方法，包括外壳、同轴光源远心镜头、辐射屏蔽板、背光板和反射镜，外壳上设置有视窗，所述反射镜有2‑N个，可形成潜望式结构，第一块反射镜与最后一块反射镜法线指向相反，并且与同轴光源远心镜头的光轴处于同一平面；所述同轴光源远心镜头的尾端连接有图像传感器，最后一块反射镜的出射光垂直穿过视窗，并照射到被测燃料棒与背光板表面。本发明降低了仪器正面辐射屏蔽材料的使用量，大大减少正对着辐射源的仪器的表面积，降低了正面辐射屏蔽材料的使用面积，可以避免同轴光源远心镜头、探测器直接面对辐射源；减少标定过程，在景深范围内标定一次即可满足需求，减少工作量的同时保证检测精度与检测效率。

一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置，其中试验箱体包括主水箱和内水箱，内水箱设置在主水箱内，顶部开口并填充有浸没在水中的重水堆屏蔽钢球；加热装置嵌置于内水箱壁体内，用于模拟堆芯熔融物放热；蒸汽收集装置用于收集并计量内水箱中汽化的水量。该装置能够准确模拟并计量重水反应堆端屏蔽壁体的临界热流密度，指导重水反应堆结构优化和安全设计。本发明还提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法。

本发明涉及一种铀钚溶液体系临界安全控制方法，在乏燃料后处理首端，在铀钚溶液体系中加入可溶中子毒物可以大大提高脉冲萃取柱、溶液贮槽等容器的处理能力。铀钚溶液体系中使用的可溶中子毒物为硝酸钆，而不使用含硼溶液。原因是在乏燃料组件溶解过程中不能确保硼按照预定的分布状态连续存在；硼在0.2～0.5mol/L硝酸中是可溶的，而镉和钆、钐等稀土元素在1～3mol/L硝酸中是可溶的，稀土元素的可溶酸度范围更符合后处理厂的溶解工艺。与现有技术相比，本发明仅使用一种可溶性中子毒物硝酸钆即可实现铀钚溶液体系的临界安全控制，控制体系简单，易工业化。

本发明涉及核反应堆检修领域，尤其涉及一种核反应堆控制棒组件驱动杆检修工具。所述检修工具，为内外双层结构，包括：外层套筒和内层，内层的顶部突出与外层套筒；所述内层包括长杆、行程套筒和连接杆；所述长杆下端部设置有中空的行程套筒，连接杆位于行程套筒内，行程套筒内壁的顶部有环形键槽，连接杆顶部有与之配合的环形键；所述连接杆下部设置有销键，用于与驱动杆J型槽配合；连接杆外部设置有锁紧螺母，外层套筒底部设置有环形键。本发明通过设计特殊的机械结构实现检修工具与驱动杆便捷、可靠的连接，同时具备长距离脱开功能。

本发明涉及一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统，包括：支撑环、流体分配罩、隔热套管、核电站稳压器波动管嘴以及堆焊层。上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统在实际使用时，通过支撑环一端与稳压器波动管嘴的堆焊层连接，另一端与流体分配罩连接，隔热套管的一端伸入至支撑环内并与支撑环连接，从而使得隔热套管的另一端与稳压器波动管嘴的安全端之间可以形成缝隙，反应堆运行过程中隔热套管与稳压器波动管嘴之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙排出，进而避免了隔热套管稳压器波动管嘴的安全端之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出，降低了在役检查的难度和成本，使得检查维修人员面受到高辐射的风险降低。