核物理、核工程

本发明提供一种应用消色差超透镜对纳米粒子进行光学操纵的装置及方法，该装置包括：消色差超透镜和光源；所述消色差超透镜包括基底和垂直设置在所述基底上的纳米柱；光源设置在所述消色差超透镜的靠近所述基底的一侧，所述光源发射的入射光通过所述消色差超透镜，从所述纳米柱表面输出，所述消色差超透镜在焦点附近产生电场和磁场，形成光力，捕获位于焦点附近的纳米粒子；所述光源发射的入射光的波长位于所述消色差超透镜的消色差波长范围内。本发明能够对纳米粒子进行更稳定的捕获，改善入射光波长所带来的影响，为多光源在同一点进行稳定的粒子捕获提供了新的途径。

一种基于组合式爆破及辐射屏蔽功能的快速泄放装置，涉及核安全与辐射防护领域。该基于组合式爆破及辐射屏蔽功能的快速泄放装置包括设有贯穿孔道的安全壳及设于安全壳内的屏蔽支撑，屏蔽支撑朝向安全壳内的一侧固定有屏蔽材料层，屏蔽支撑和安全壳之间通过多个腹板连接，相邻的两个腹板之间连接有爆破膜，屏蔽支撑、各个腹板和爆破膜配合隔离贯穿孔道与安全壳内部，爆破膜被配置成受到预设压力时破裂使贯穿孔道与安全壳内部连通。本申请提供的基于组合式爆破及辐射屏蔽功能的快速泄放装置能够在核动力装置一回路系统主冷却剂管道断裂后等发生冷却剂泄漏时保证蒸汽可快速排出至泄压水舱内冷凝，防止安全壳内的压力超过设计限值产生严重的安全事故。

本发明公开了具有放射性料液连续蒸发浓缩脱硝装置和方法，所述装置包括：炉体、螺旋推进器、链轮、进料管、排料管以及尾气管路。本发明装置的炉体由蒸发浓缩结晶区、干燥区、煅烧区顺序连接组成，炉体倾斜布置，在蒸发浓缩结晶区形成液池，内置螺旋推进器推动形成的结晶颗粒从蒸发浓缩结晶区，依次通过干燥区和煅烧区，从排料管排出，从而实现了对物料进行连续稳定的脱硝处理的目的。同时，采用微波作为能量源，通过微波导管将微波输入炉体，直接对放射性料液进行加热，实现了热量高效传导的目的。

本发明属于核电站专用工具技术领域，尤其涉及一种具有位置调整功能的机架及乏燃料水池吊车。具有位置调整功能的机架包括吊桥、第一车架、第二车架和调节机构；第一车架与转运车厢连接，第二车架与吊桥连接；第一车架与第二车架滑动连接，且第一车架与第二车架均位于吊桥和转运车厢之间；调节机构连接第一车架，并用于驱动第二车架相对第一车架滑动预定距离，以调节转运车厢相对吊桥的位置。本发明的具有位置调节功能的机架能够调节转运车厢与吊桥的相对位置。

本发明涉及放射性废水处理技术领域，尤其涉及一种含铀放射性废水的离子浮选处理方法及处理装置。该方法利用调节放射性废水pH值依次为3.5和5将废水中的铀转化为三碳酸铀酰络合离子形式，然后分别以微纳米气泡发生器、中等气泡发生器和大气泡发生器向废水中注入气泡，通过不同直径气泡之间的配合，利用微纳米气泡的停留时间长、比表面积大、传质效率高的特点提高放射性废水中的铀的富集效果；利用大气泡快速上浮的特点，提高浮选速率。本发明提出了一种基于离子浮选的高效率含铀放射性废水处理方法，对含铀放射性废水高效、无害化处理具有重要意义与广阔的应用前景。

本发明公开了一种基于镍‑63源和氮化镓器件的微型核电池。这种核电池的基本结构包括：镍‑63源，氮化镓器件和电池防护层。首先，通过MOCVD外延生长技术获得具有p型氮化镓帽子层‑p型氮化铝镓窗口层‑p型氮化镓发射层‑n型氮化镓基区层‑n型氮化铝镓背散层‑n型氮化镓缓冲层‑三氧化二铝衬底层结构的外延片。接着，利用电子束金属蒸镀机生成p型格栅接触电极层和n型接触电极层，制备形成氮化镓器件。最后，将薄片状镍‑63源耦合加载到p型格栅接触电极层上，封装完成微型核电池。该电池具有体积小、重量轻、能量密度大、使用寿命长、可微型化和集成化、维护服务频率低、环境适应性强等特点。因此，它是低功率电子器件理想的微型电源。

本发明公开了一种含放射性碘废物硅胶的低温固化方法，包括如下步骤：S1.将氧化铝、过量的氢氧化钠、硅胶与去离子水混合，获得含硅铝的碱性溶液；将含放射性碘废物硅胶和碘化钾进行研磨后，在搅拌下，加入至所述含硅铝的碱性溶液，继续搅拌，得到碱性混合浆液；S2.将碱性混合浆液加入至水热反应釜内，在110～150℃下进行水热反应，水热反应结束后冷却，干燥，洗涤，干燥，得到含碘废物方钠石粉末；S3.将含碘废物方钠石粉末制片后，在350～550℃下进行烧结，得到含碘废物方钠石固化体。本发明通过KI溶液载带AgI，提高了放射性碘在方钠石结构中容量，同时反应温度低，烧结固化的温度低，避免了碘化银及碘的分解和挥发。

本发明公开了一种基于铋化合物的柔性透明辐射防护膜制备方法及其应用，将铋化合物纳米颗粒，聚乙烯醇，微量甘油混合，制得柔性透明辐射防护膜。本发明将纳米颗粒分散于水中，形成稳定分散液，保证了纳米颗粒与聚乙烯醇混合所得溶胶的均匀性，避免纳米颗粒因团聚导致的复合膜透明度下降，实现在可见光波段(400‑800nm)实现70％以上的光透过率；并在微量甘油的作用下，实现辐射防护膜柔性的长期稳定性。

本发明属于乏燃料后处理技术领域，具体涉及一种基于铀簇合物的乏燃料后处理方法，包括以下步骤：S1、把乏燃料组件进行解体，剪切为小的燃料棒；S2、利用双氧水和碱性溶液来溶解乏燃料，过滤，获得沉淀和滤液；S3、利用凝胶电泳将S2获得的滤液进行处理，分离获得铀簇合物和含有Pu、次锕系及裂变产物的溶液；S4、在S3获得的铀簇合物中加入稀硝酸和双氧水，将铀过氧簇转化为水丝铀矿沉淀，过滤，获得沉淀，即实现了铀元素的分离。本发明基于铀簇合物的乏燃料后处理流程是一种具有工序简单、腐蚀性较小等优点的乏燃料后处理流程，不存在核扩散的风险，与PUREX流程相比，具有更好的经济效益。

本发明公开了用于半导体电子材料辐照效应研究的装置，包括辐照箱，所述辐照箱上端面铰接有箱盖，辐照箱内表面侧壁上固定连接有辐射源，且辐照箱内固定安装有均布机构，所述均布机构上设置有防护组件，所述均布机构包括电机、底座、伸缩杆、收纳台、C型半圆板，所述辐照箱内表面底部中心处固定连接有电机，在收纳台转动时，限位块伸入平圆槽的设计能够使收纳台较为稳定的转动，圆形半导体电子材料完全伸入C型半圆板内后C型弧板失去圆形半导体电子材料的限位而在传动弹簧的作用下复位，C型弧板从而得以对圆形半导体电子材料进行限位，使在圆形半导体电子材料转动过程中难以脱离C型半圆板，从而确保该研究顺利安全的进行。

本发明涉及核电仪控技术领域，尤其涉及一种棒位系统的检测系统，包括用于固定棒位探测器的棒位台和用于安装模拟驱动杆的杆位台，杆位台包含支撑架和滑动连接于支撑架的滑移板，模拟驱动杆安装于滑移板。还包含安装于支撑架的齿条、固定于滑移板的驱动装置，以及连接于驱动装置的驱动端的齿轮，所述齿轮啮合于所述齿条。本检测系统能够模拟真实的驱动杆相对棒位探测器移动，棒位系统探测驱动杆的位置信息，然后进行处理和传输的整个过程。检测时，将齿轮转动以带动模拟驱动杆移动的距离，与棒位系统输出的棒位信息进行比较，以获得相较于现有技术更直观、真实、全面的棒位系统检测结果，有利于检测出现有技术难以检测到的问题。

本发明涉及核电工程，并且可用于制造基于碳化硅且旨在密封燃料元件的复合管状陶瓷包壳的端塞。该端塞基于β‑SiC制造并且由呈具有不同直径的同轴圆柱体形式的两个或三个部分构成。第一部分的直径等于包壳的外径。第二部分的直径比包壳的内径小0.06‑0.08mm。第三部分的直径比包壳的内径小2‑3mm。用于制造端塞的方法包括制备基于β‑SiC、Al2O3、Y2O3的粉末混合物，以某些量取得并且具有某些粒度。将粉末混合物在模具单元中使用上冲头热压制，并在1850℃的温度下在惰性气体气氛中或在真空中在0.1MPa的压力下烧结，烧结模式保持120分钟。从每个模具单元中脱模成品端塞。本发明确保端塞的机械和热物理特性的改进。

本发明涉及一种用于控制核电站的方法，该核电站包括具有产生功率的反应堆堆芯的压水核反应堆(3)、将反应堆堆芯连接至蒸汽发生器(9)的初级回路(5)、能移动到反应堆堆芯中以控制反应堆堆芯的功率的一个或多个控制棒(16)、用于将硼酸和/或去离子水注入初级回路(5)中以控制反应堆堆芯的反应性的注入装置(22、23、24、26、28、30)。

一种用于等离子体腔室的第一壁结构。第一壁结构包括内壁和固体沉积物。内壁由耐熔金属或其合金或其复合物形成，并且具有多个细孔。固体沉积物与内壁处于热学接触中，使得多个细孔提供从第一壁结构的外部到沉积物的通道。沉积物由具有的沸点低于耐熔金属的熔点的材料组成。第一壁结构被配置成使得在第一壁结构的常规操作温度下，沉积物是固体。

本发明提供了一种重水堆观察孔在线辐照装置，包括导向管和U型管，所述导向管的顶部设有端盖，所述U型管的竖直部分穿过所述端盖进入所述导向管的内部，所述U型管为单层管。本发明提供的重水堆观察孔在线辐照装置结构简单，有利于在堆顶有限空间内生产同位素，并且传热能力强。

一种通过巨大罐体利用氦3核聚变能的方法，建造一个1千米或3千米直径或更大直径的巨大罐体，用于将核裂变或核聚变产生的能量约束起来加以利用的方法，这是一种不控制核裂变或核聚变反应的过程利用核裂变或核聚变产生的能量的方法。

本发明提供了一种竖直悬挂非固定狭长管道内壁面爬升与定位装置，包括：全向AGV小车；多级升降摆架复合机构：包括放倒状态和直立状态，能够在所述放倒状态和所述直立状态之间切换，且在直立状态时驱动多级管道内移动定位复合机构升降运动；多级管道内移动定位复合机构：包括依次连接的管道内支撑模组、管道内抬升模组以及管道内加工模组，管道内支撑模组驱动管道内抬升模组沿管路轴向运动，管道内抬升模组驱动管道内加工模组旋转和分度运动，管道内加工模组驱动工作台沿管路径向运动。解决了传统方法无法进入距离地面有一定高度，且竖直悬挂且非固定细长的管道的问题，同时解决了无法在这类管道内进行爬升与定位的问题。

本发明公开了一种新型可变FOV高精度CT准直器，包括安装底板、X轴直线电机定子及光栅、Z轴直线电机定子及光栅、X轴导轨、X轴左侧挡光组件、X轴右侧挡光组件、Z轴导轨、Z轴前侧挡光组件、Z轴后侧挡光组件、自动曝光控制组件和波态滤过组件。采用上述技术方案制成了一种双向调节、精度提高的新型可变FOV高精度CT准直器。创新性的使用直线电机加光栅反馈的方法，最大化的降低了机械结构的复杂性，直线电机的运行速度可以根据实际需求进行快慢调节，光栅可以进行实时的位置反馈，精度达到5μm。使用了高精度的直线导轨可以让X轴、Y轴的运行更为顺畅，不存在卡顿或卡死的现象。

本发明公开了一种气冷堆与聚变堆的联合系统，包括气冷堆和聚变堆；氚燃料提供系统，与气冷堆和聚变堆均连接，气冷堆产生氚元素并将具有氚元素的冷却剂及气体介质通入氚燃料提供系统中，得到氚和/或氦‑3燃料，并将氚燃料和/或氦‑3燃料输送至聚变堆；裂变燃料双向供给系统，与气冷堆和聚变堆均连接，通过裂变燃料双向供给系统，气冷堆与聚变堆互相提供核燃料。聚变堆包括各种以氚和/或氦‑3为聚变燃料的聚变堆或聚变裂变混合堆。本发明解决了聚变堆的氚自持难题，增加了裂变燃料的利用率，经济性较高。

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种基于控制逻辑解析的DCS事件溯源方法及系统。本公开的方法通过实时从DCS系统读取并存储停堆信号，安全级通道信号和非安全级逻辑信号，在检测到核电厂发生非预期事件的情况下，从存储的停堆信号中确定首发停堆信号，根据故障树，确定首发停堆信号对应的首发安全级逻辑通道信号最小割集，并确定该最小割集对应的非安逻辑信号，根据故障知识库，确定步得到的非安逻辑信号关联的关键事件序列，形成报告推送至关联人员，由此在非预期事件发生后，实现事件首发信号的快速识别，进行事件原因追溯分析，提高事件溯源效率和准确性。

本申请涉及核电站信息化建设技术领域，公开一种用于核电站的辅助控制系统及方法。所述辅助控制系统包括：运算设备，用于从主控制系统中获取至少一种业务类型的业务数据，并根据业务数据执行所属业务类型下预先设置的业务处理流程，得到至少一种业务类型的业务处理结果；至少一台操作终端，用于根据本机的操作权限，从运算设备提取权限范围内的至少一种业务处理结果，并基于所提取的业务处理结果进行可视化展示。采用本辅助控制系统能够在保障主控制系统安全平稳运行的前提下实现多样化的业务功能。

本发明公开了一种堆芯相关参数确定方法、装置、设备及存储介质，该方法包括：确定待测堆芯内部的各燃料组件节点层对应的节块功率；根据节块功率，确定待测堆芯的外围上部预测功率和外围下部预测功率；根据外围上部预测功率和外围下部预测功率，确定待测堆芯的轴向偏差修正系数；根据轴向偏差修正系数，确定待测堆芯的轴向通量偏差；生成包括轴向通量偏差的堆芯相关参数。本实施例的技术方案，减少了试验时间，提高了堆芯相关参数确定的准确度。

本发明公开了一种安全壳过滤排放系统，安全壳超压时可释放高温高压气体，过滤排放系统包括：隔离阀组件，隔离阀组件与安全壳连通；发电装置，发电装置与隔离阀组件连接并将高温高压气体的内能转化为电能并导出排放气体；静电除尘装置，静电除尘装置由发电装置提供电能，用于接收并净化排放气体；过滤组件，过滤组件位于静电除尘装置的下游，过滤组件包括过滤液，过滤液用于过滤经静电除尘装置的气体。本发明能够有效的利用事故后安全壳内高温高压气体的内能，将高温高压气体的内能转化为电能，实现自供电式预去除气溶胶的目的，减少能源浪费；通过多级过滤组件可降低下游过滤组件对气溶胶过滤的压力，提升过滤效率的同时增强排放气体的安全性。

本发明公开了一种燃料组件贮运装置，包括贮运单元，贮运单元围设形成燃料组件的贮运空间，贮运单元包括至少两个栅板，栅板位于贮运单元的中部，栅板内设有相互平行的栅条，相邻栅板的栅条相互垂直，在贮运单元底部的投影呈井字型，将贮运空间划分为井字空间，井字空间包括第一子空间与第二子空间，燃料组件位于第一子空间，冷却水在第二子空间内可自然冷却循环，与燃料组件进行热交换。本发明通过设置多个带有平行栅条的栅板将贮运空间划分为井字空间，能够增强贮运单元的刚度，减小燃料组件间距，增大冷却空间，提升燃料组件的冷却效率。

本发明提供一种耐高温的中子和光子复合屏蔽材料，其原料组分按照质量配比，包括：1～20wt％氧化钆粉、15～30wt％不锈钢粉、50～80wt％碳化钨，通过热压成型或热等静压方法成型。本发明提供的材料对于热中子、快中子、高能中子、光子均具有良好的屏蔽能力，且具有耐高温的优点。

本发明公开了一种球体元件可加热磨损设备，包括：机壳；加热炉，加热炉包括炉体、炉门和功率模块，炉体包括外层主体和内层石英筒，内层石英筒内周面设有集粉槽，集粉槽设有收集口，炉门包括门主体和反射板；滚筒，滚筒包括筒主体、分散板、环形挡板和封板，筒主体具有供气孔，分散板将滚筒内空间分隔为容纳腔和分散腔，分散腔与供气孔连通，分散板设有分散孔，环形挡板设有元件投放口和多个卸粉孔；转轴，转轴内具有供气通道；变频电机；校温装置；微氧分析装置；供气管路；控制系统。根据本发明实施例的球体元件可加热磨损设备能够模拟高温下球体元件磨损情况，具有惰性气氛高、粉尘收集便利、可靠性强、操作方便、自动化程度高等优点。

本发明涉及一种确定限定核堆芯中的燃料组件(40)的布置的堆芯装载模式的方法，该方法包括以下步骤：‑限定至少一种潜在堆芯装载模式；‑计算每种潜在堆芯装载模式的运行循环结束时的燃料组件(40)的预测弯曲，该计算由在训练数据集上训练的自动学习算法执行，训练数据集包括多种其他装载模式以及对于其中每一种在循环结束时的燃料组件(40)的弯曲的测量值；‑基于预测弯曲计算和至少一个预定标准来评估至少一种堆芯装载模式；以及‑选择一种潜在堆芯装载模式。

本发明公开了一种放射性有机废液微波芬顿氧化预处理反应装置，包括配液池、微波反应组件和控温组件，配液池的顶部设置有加液口，配液池中设置有电动搅拌器和水泵，微波反应组件包括多个并联设置的微波管，微波管上设置有若干个微波反应腔，微波管与任意一个微波反应腔相通，任意一个微波反应腔上均设置有一个微波发生器，微波发生器用于在对应的微波反应腔内产生微波场，控温组件包括冷却筒，冷却筒的侧壁上固定套设有冷却腔，冷却腔设置有进水口和出水口，每个微波管都一端与水泵的出水口连通、另一端与冷却筒顶部的进液口连通，冷却筒底部设置有排液管。本发明降低了放射性有机废液的处理风险和处理成本，也提高了处理效率。

本发明属于防辐射安全设计技术领域，具体提供一种可实时显示放射性剂量当量率的固体废物收集装置，包括底座，所述的底座上设置有收集桶体，收集桶体上端设置有物料口，收集桶体的物料口位置设置有盖板；收集桶体内设置有固体废物放射性活度检测模块、第一供电模块和第一控制模块；第一供电模块分别与固体废物放射性活度检测模块和第一控制模块连接；该装置还包括第二供电模块和与第二供电模块连接的显示模块和第二控制模块；显示模块设置在盖板上；可实时显示当前放射性固体废物的放射性活性，提醒工作人员当前固体废物的危险程度。

本发明属于核技术领域，具体涉及一种应用于安全壳换热水箱的非能动空气冷却系统。包括换热水箱，所述的换热水箱固定在安全壳外侧的防护结构内，所述的换热水箱内设有换热器，防护结构的顶部开有出气口，防护结构的侧面开有进气口。本发明的有益效果在于：(1)通过非能动空气冷却实现对安全壳换热水箱的冷却，增强换热水箱与大气间的换热能力，提升换热水箱对安全壳热量导出的性能；(2)换热水箱为钢结构，并布置换热翅片，有效增强非能动空气冷却换热水箱的换热性能；(3)换热水箱的防护结构不仅能作为水箱的承载结构，还能抵抗外部飞射物撞击，确保安全壳非能动换热系统的安全性。

本发明公开了一种球流监测的设备和方法，该设备包括依次连接的声音/振动传感器、功率调节器和智能分析仪。该方法包括：采集球体滚过管道产生的声音/振动频谱；输入管道和球体的数据，建立管道模型；将声音频谱与管道模型耦合，描绘球体滚动的轨迹；调节模型；录制完整球体滚过管道的声音/振动频谱；找一只有缺陷的球，该球的缺陷处于临界状态，将该球称为临界缺陷球；用一只临界缺陷球滚过管道，采集球体滚过管道产生的声音/振动频谱，该频谱称为临界频谱；将管道模型、合格频谱和临界频谱耦合，产生频谱合格范围；用一只球滚过管道，当频谱在频谱合格范围内时，判定为合格球体，当频谱超出了合格范围时，判定为不合格球体。

一种容置放射性药物药瓶的容器及其用途，所述容器包括：容器本体，所述容器本体内设置有敞口的容置槽，配置为容置所述药瓶；以及盖体，包括盖本体以及自盖本体底面沿远离所述盖本体顶面的方向延伸的凸起部，所述凸起部远离所述盖本体的端部设置有胶垫部，所述胶垫部远离所述盖本体的端部设置有第一槽部，所述第一槽部的侧壁随着远离所述盖本体逐渐远离所述盖体的轴线，响应于所述盖体扣合在所述容器本体上，所述第一槽部容置所述药瓶的顶部，使得所述盖体的轴线与所述药瓶的轴线基本共线。

本发明公开了一种适用于放射性废物处理的超临界水氧化系统及方法，包括放射性物料预处理单元、氧气多级供应单元、纯水供应单元、反应器单元以及深度处理单元，可实现放射性废物经超临界水氧化后有机物高效彻底降解的同时，核素进行完全固相化。该超临界水氧化系统具物料低温入射及多级进料与多级供氧功能，在反应器内设置刮刷、过滤壁等机械装置实现在放射性核素盐与超临界水的高效分离，从而对绝大部分核素盐进行固相化处理；反应后的气相及液相经常规深度处理后达标排放，固相核素盐进行屏蔽安全转运后处理。本发明所公开的超临界水氧化系统，对放射性有机废物具有普适性，可以广泛应用于放射性废物的无机减量化处理领域。

本发明公开了一种利用超临界水氧化技术脱除放射性废物中核素的方法，包括：对放射性有机废物进行破碎处理；将预处理后的放射性有机废物送入超临界水氧化反应器进行氧化降解反应；对氧化反应器进行脱盐处理，得到放射性元素富集的固相产物；对氧化反应后的液相产物进行气液分离，气相产物外排，对液相产物进行深度处理，最终得到含有核素的固相产物，再对含有核素的固相产物进行安全处置。本发明使用三级固化方案，预沉淀分担了部分脱除核素工作的同时调整了溶液参数，为超临界水氧化提供更好环境；超临界水氧化处理脱除核素高效、快捷，减容效果好；对少部分未脱除核素采用其他方法继续深度处理，最终可实现放射性核素的彻底脱除。

本发明公开了一种放射性废物超临界水氧化处理的系统及方法，包括物料预热防堵塞模块、氧气多级供应模块，反应器超温超压控制模块及深度后处理模块，实现了放射性废物的安全超临界水氧化反应，以达到去除放射性废物中的有机物同时对核素进行固化及安全转运的目的。本发明放射性废物预处理模块、氧气供应模块、反应过程及反应后处理以及事故单元多方面对反应过程进行强化，反应系统安全性进行优化升级，可防止物料预热堵塞、反应不完全、反应器超温超压、应急处理及反应后放射性屏蔽处理过程中存在的放射性物料散逸的安全问题，从而避免对环境造成放射性污染。该工艺方法可广泛适用于放射性废物的超临界水氧化领域。

本发明公开了一种电子管振荡高压离子阱射频装置，涉及离子阱射频装置。本发明的结构是：电子管(1)、振荡电路(2)、升压磁环(3)和射频离子阱(4)依次连接；直流电压源(0)分别给电子管(1)和振荡电路(2)供电；散热风扇(5)设置在电子管(1)附近。本发明具有以下优点和积极效果：①此离子阱射频装置应用电子管，功率大，负载能力强，线性性能好；②此离子阱射频装置基于振荡电路，输出电压大，电流小，热效应和电磁干扰小，安全性好；③在保证电路功能稳定安全的情况下，可以产生两路相位相反，幅值相同，幅值最大为250V，频率范围为1‑10MHz的射频电压；④该装置可以广泛用于离子囚禁和激光冷却研究和应用领域。

本发明提供了一种硅基叠层结构辐射伏特式同位素电池，包括呈超薄叠层结构的硅换能元件(1)、同位素源(2)和电极单元(3)。所述硅换能元件(1)采用PN结型或PIN结型结构，所述同位素源(2)设置在所述两层硅换能元件(1)之间，所述电极单元(3)位于硅换能元件(1)两侧用于引出生成电流。本发明结构简单，利用3H同位素、63Ni同位素、或147Pm同位素作为能量来源，换能单元材料硅制备工艺相对成熟，可形成适应能力强和长时间稳定工作的电源装置。本发明同位素电池的功率密度可达到500μW/cm3以上，相对传统的平面结构同位素电池可提升1‑2个数量级。

本发明公开了一种多样化直流型停堆断路器系统和方法，本发明的多样化直流型停堆断路器系统在反应堆棒控系统动力电源直流环节针对两套停堆系统设置了两套彼此具有多样化区别的直流型停堆断路器屏，分别对应不同的控制棒分组。相较于现有在棒控动力电源交流环节设置一套停堆断路器的技术，本发明提高了反应堆的可靠性和安全性。

本发明公开了一种单堆双停堆断路器系统及其方法，系统包括在单堆中配置两套停堆断路器屏，每套停堆断路器屏分别对应一套停堆系统。本发明针对上述单堆双停堆断路器系统，分别从信号驱动和信号反馈两个层面，对该单堆双停堆断路器屏的系统进行了整合，实现了停堆驱动的高可靠性和信号反馈的高可靠性。

一种光镊装置及其制造方法，光镊装置包括透明基底、半导体层、第一电极以及介电层。半导体层位于透明基底之上，且包括第一掺杂区、第二掺杂区以及过渡区，其中过渡区位于第一掺杂区与第二掺杂区之间。第一电极位于第一掺杂区上，且电性连接至第一掺杂区。介电层位于半导体层之上，且具有重叠于第一电极的第一通孔。

本发明公开了一种高温气冷堆堆芯等温温度系数测量方法，包括以下步骤：1)绘制一回路温度上升段范围内的温度‑反应性拟合曲线，将B℃处温度‑反应性拟合曲线的斜率作为高温气冷堆等温温度系数α(T)上升；2)绘制一回路温度下降段范围内的温度‑反应性拟合曲线，将B℃处温度‑反应性拟合曲线的斜率作为高温气冷堆等温温度系数α(T)下降；3)计算B℃处高温气冷堆堆芯的等温温度系数α(T)＝[α(T)上升+α(T)下降]/2，该方法能够准确测量高温气冷堆堆芯的等温温度系数。

本发明公开了一种核电站设备闸门安装方法，包括以下步骤：将支承平台固定于连接埋件上；将调整工装的一端固定于连接埋件上，将调整工装的另一端固定于支承平台上，以使调整工装位于支承平台上方，并通过调整工装将支承平台远离连接埋件的一侧拉起至预设高度；调整工装为可伸缩式或可牵引式结构；将导轨装置吊起，并将导轨柱的顶端连接于支承平台上，以使导轨柱呈竖直状；将封头吊起并连接于导向箱上，以使封头位于安全壳套筒上方，且封头的轴向与安全壳套筒的轴向平行；封头用于当需要关闭闸门通道时下降，以封盖安全壳套筒。本发明公开的核电站设备闸门安装方法可解决目前难以满足大尺寸、大重量的核电站设备闸门的安装技术要求的问题。

本申请提供一种热量导出装置及安全壳，所述热量导出装置包括吸热单元、制冷单元和散热单元，所述吸热单元设置于安全壳内部，所述制冷单元和所述散热单元设置于所述安全壳外部；所述吸热单元的第一输出端与所述制冷单元的输入端连接，所述制冷单元的输出端与所述吸热单元的第一输入端连接；所述吸热单元的第二输出端与所述散热单元的第一输入端连接，所述吸热单元的第三输出端与所述散热单元的第二输入端连接，所述散热单元的输出端与所述吸热单元的第二输入端连接。本申请可以在发生超设计基准事故时对安全壳降温。

本申请提出了一种模拟反应堆失压工况粉尘排放的数控装置及测试方法，涉及核反应堆工程技术领域，该数控装置中粉尘注入系统向主回路管路系统中添加颗粒物；高压气体注入系统向主回路管路系统中提供压力稳定且流量均匀的不同工作介质；主回路管路系统形成均匀的包含气体和粉尘的两相流动，并测量主回路管路中气体和粉尘的实验数据；粉尘过滤系统收集流入的粉尘；喷管排放系统将粉尘过滤系统过滤后的气体排放到大气中；自动化控制和数据采集系统控制不同电磁阀的开闭，并收集各系统的实验数据。本申请在高温气冷堆发生不同程度的破口失压事故情况下，测量排放的粉尘颗粒特性以及排放量，且由于采用了数控设备，极大地降低了实验的风险和人力付出。

本发明公开了一种气溶胶带电粒子的转化与衰减过程，由于带电粒子占比例最大的是正离子和电子，所以带电粒子的电荷转移主要是正离子的电荷转移，其特征在于，离子的电荷转移主要包括平衡谐振电荷转移和非平衡谐振电荷转移两种，带电粒子的转化过程后，带电粒子发生衰减，带电粒子的衰减过程主要有带电粒子的空间复合和带电粒子在电极或器壁上的消失。本发明通过对带电粒子的转化和衰减进行研究，证明了除电场加速的快电子碰撞中性粒子会产生电子和正离子，而这些带电粒子经过电场加速获取能量，继续与中性粒子碰撞又产生电子和正离子，这样会导致带电粒子浓度越来越大之外，还有另一种过程使带电粒子减少，为后续气压放电提供研究方向。

本发明公开了一种多层防护的辐射防护装置，具体涉及辐射防护装置相关技术领域，包括墙体，所述墙体的后端中部设有倒U形连接板，所述倒U形连接板的两个竖直部分相互靠近的一端后部分别与倒U形连接板的水平部分下端之间共同设有用于初次防护的隔离布帘，所述收纳腔的内部设有用于二次防护的防护门。本发明所述的一种多层防护的辐射防护装置，通过设置防护门和隔离布帘来使场地的进出口具有双层防护，另外，通过将防护门设置成由收纳框架、固定板和防护板三部分组成，使得防护门可以根据场地内放射线的密集程度来选择防护板的安装数量，从而减少防护门的重量，方便对防护门进行移动，提高防护门的便捷性和可靠性。

本发明涉及一种氧化物核燃料烧结体及其制造方法，在用作核电站的核燃料的二氧化铀烧结体的基体内，微观的板状的析出物均匀地析出到核燃料烧结体组织内构成环形的析出物团簇分布于其中，更具体来讲，旨在提供一种氧化物核燃料烧结体及其制造方法，为了提高二氧化铀核燃料烧结体的热性能及物理性能而在核燃料烧结体组织内均匀地析出微观的板状的析出物或构成环形的二维结构的析出物团簇进行分布，实现烧结体的高蠕变应变率及提高导热系数，以在发生事故时降低烧结体‑包壳相互作用(Pellet‑Clad Interaction)损伤及核燃料中心温度，从而能够显著提高核反应堆的安全性。

本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。

本发明公开了一种X射线防护房的使用工艺，属于防护房技术领域，一种X射线防护房，包括防护房主体、摆动杆和开合门，防护房主体的顶部设置有旋转盘，旋转盘的底部固定连接有旋转板，旋转板的底部固定连接有带动摆动杆摆动的衔接杆，摆动杆的底部啮合有受力盘，受力盘的表面固定连接有第一衔接板，该X射线防护房，实用性强，需要维修内部时，可通过第二衔接板控制开合门构成打开状态，操作简单，且在设备使用时可通过透气机构定期将防护房内部的热量散发出来，防止高温引起燃烧，在固定机构的作用下，可控制固定板与地面接触，使得该设备变为固定状态。

本发明提供一种核电厂控制室人机界面的设计方法，包括：获取操纵员监控的至少两个预设布置的人机界面方案中的被监控对象所产生的生理参数；分析生理参数，并根据分析结果从所述至少两个预设布置的人机界面方案中确定出目标人机界面方案。相应地，还提供一种核电厂控制室人机界面的设计系统。通过该设计方法得到的目标人机界面方案，可提高人机交互效率，降低操纵员的体力负荷，提高人机界面的人因适应性，从而提高核电厂运行管理的安全性。