核物理、核工程

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。

本发明公开了低浓度放射性废水中快速浓缩金属离子的方法、装置；该方法包括：设置第一导电板作为阴极；设置第二导电板作为阳极；平行设置在第一导电板和第二导电板之间的离子隔膜，第一导电板与离子隔膜之间形成阴极区，阴极区设置有阴极区入口和阴极区出口；在第二导电板与离子隔膜之间形成阳极区，阳极区设置有阳极区出口；阴极区出口与阳极区出口相对应；将低浓度放射性废水从阴极区入口通入阴极区，在阴极区流动过程中，水分子通过离子隔膜进入阳极区，金属离子在阴极与阳极之间形成的电场的作用下富集在阴极板附近，随阴极区的水流从阴极区出口流出，实现金属离子浓缩。

本发明公开了一种核电站机组堆芯功率恢复方法、装置、设备及存储介质，该方法包括：在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第一阶段，通过手动控制AO棒下插，使堆芯轴向功率偏差AFD的值小于或等于第一预设功率偏差值；在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第二阶段，通过手动控制AO棒上提，使AFD的值等于或大于第二预设功率偏差值；在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第三阶段，根据AFD的值将AO棒由手动控制状态切换到自动控制状态；其中，额定热功率在第一阶段的上升速率小于额定热功率在第二阶段和第三阶段的上升速率。本发明的实施例缩短了核电站机组堆芯功率恢复至满额定热功率的时间，降低了经济成本。

本发明公开了一种基于覆盖气腔放射性活度的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，包括对相关参数值进行监测评价；根据监测的覆盖气腔放射性活度判断堆芯状态；通过计算燃料包壳气密性破损份额与燃料包壳破损份额与相对应的仪器监测的参数值结合，对钠冷快堆堆芯损伤类型进行定性和定量的判断，在计算过程中仅涉及覆盖气腔放射性活度监测值，而将计算结果与其他监测值对应比较，确保了本发明对钠冷快堆堆芯损伤的判断准确性，可有效为意外事故工况下提供防护指导措施。

本发明公开一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法，该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置用于对旧顶盖进行源项调查，旧顶盖分为复用顶盖以及退役顶盖，包括支撑机构、定位机构、探测机构以及控制机构，该支撑机构用于对复用顶盖或者退役顶盖进行定位支撑，该探测机构安装于定位机构上，用于对复用顶盖或者退役顶盖进行检测，该控制机构与定位机构以及探测机构均通讯连接。该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法采用了远程遥控操作技术，防止工作人员在检修的过程中受到辐射的影响，且采用了网格化源项调查技术和分区取样及核素活度关联技术，实现了对压力容器旧顶盖源项的调查和评估。

本发明公开了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置，本发明通过主管道温度传感器测量数据，准确计算压力容器进出口位置温度场，用于计算疲劳使用系数，同时通过溶氧量传感器实时监测进入压力容器冷却剂的含氧量，并利用辐照监督数据对弹性模量和材料硫含量进行修正，最后利用疲劳使用系数修正方法实现疲劳使用系数的自动修正，提高了计算的精准度和可靠性。本发明还通过先进行瞬态识别再进行疲劳计算的方式，有效减少了计算数据量，提高了数据处理效率，减少了硬件资源的消耗。

本申请提出的高温气冷堆核蒸汽供应模块切换方法、装置及存储介质中，响应于接收到核蒸汽供应模块切换指令，确定需要切换的第一核蒸汽供应模块和切换至的第二核蒸汽供应模块，切换指令中包括切换至目标核蒸汽供应模块和需要切换的核蒸汽供应模块，第一核蒸汽供应模块为需要切换的核蒸汽供应模块，第二核蒸汽供应模块为目标核蒸汽供应模块，将第二核蒸汽供应模块并入汽轮发电机组，将第一核蒸汽供应模块退出供汽操作。由此可知，本申请可以安全和高效地进行核蒸汽供应模块切换，同时避免了核蒸汽供应模块切换出现汽轮发电机组停运的情况。

本发明涉及一种高放废液中锶离子与钡离子的分离方法，该方法包括以下步骤：萃取剂配制：将N,N,N′,N′‑四辛基‑3‑氧戊二酰胺、磷酸三丁酯和稀释剂混合，形成萃取剂；高放废液调酸：将酸液加入高放废液中调节酸度；萃取分离：将萃取剂与调酸后的高放废液混合，进行萃取反应，达到平衡后，完成高放废液中锶离子与钡离子的分离。与现有技术相比，本发明可以将高放废液中锶与钡离子分离，锶对钡离子的单级萃取分离系数大于10。

本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法，所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤，该步骤进一步包括以下步骤：通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节；通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节；通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究，为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件，为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。

本发明提供了一种车载辐照灭菌用屏蔽体，属于化学或物理方法其有关设备技术领域。本发明提供的一种车载辐照灭菌用屏蔽体，包括进口屏蔽体、工作屏蔽体以及出口屏蔽体，工作屏蔽体内设置有圆弧状的工作迷道，工作迷道的上顶壁设置有让位方孔，工作屏蔽体设置有工作进口与工作出口，进口屏蔽体内设置有流入迷道，设置在工作进口，出口屏蔽体内设置有流出迷道，设置在工作出口，流入迷道、工作迷道与流出迷道相互连通，工作迷道远离工作进口的一侧的内壁设置有第一圆弧屏蔽面，工作迷道另一侧的内壁设置有第二圆弧屏蔽面，工作屏蔽体的外壁厚均大于进口屏蔽体和出口屏蔽体的壁厚。本发明提供的一种车载辐照灭菌用屏蔽体，具有屏蔽效果好、荷载低、可移动等特点。

本公开涉及一种反应堆的控制棒组件以及反应堆系统，该反应堆的控制棒组件包括锁紧套筒、旋转件和控制棒本体；锁紧套筒上开设有锁紧通道和过渡孔，锁紧通道设置在锁紧套筒的对应控制棒本体的位置处，过渡孔连通于锁紧通道，控制棒的侧壁上设置有限位槽，限位槽可在控制棒本体移动至锁紧通道内时与过渡孔连通；旋转件设置在锁紧套筒的外围，且相对于锁紧套筒可转动，旋转件与锁紧套筒之间设置有限位件，限位件可在限位槽与过渡孔连通时通过旋转件的转动带动移动至过渡孔中，且部分伸入至限位槽内，从而实现了对控制棒的固定，进而能够在一定程度上避免控制棒继续冲出时发生危险的情况的发生，进一步提高了使用安全性。

本发明公开了提供了热管式燃料元件、堆芯和其运行方法及其应用。热管式燃料元件自下而上包括同轴固接的第一基体和第二基体，第一基体和第二基体均呈中空的管状结构，且相互连通；第一基体的管状结构、第二基体的管状结构的内侧壁分别开设有呈轴向分布的第一沟槽、第二沟槽，两者的连接处连续、无断层；第一基体为金属材质或慢化剂材质，且第一基体的内部弥散分布有燃料颗粒，燃料颗粒具有包覆层；第二基体为不含燃料颗粒的金属基体。本发明的热管式燃料元件采用一体化的设计避免缝隙热阻导致的热效率问题和安全问题，确保燃料颗粒和传热工质的紧密接触。本发明的堆芯结构简单紧凑，传热效率高、性能稳定可靠，可满足多场景多用途的能源供应。

本发明公开一种操控光悬浮微粒质心运动的方法和装置，使用光镊分别把一个三能级原子和一个纳米微粒同时悬浮在一个光学腔中；光学腔通过外部激光驱动，在腔内形成稳定的驻波光场；腔光场作为桥梁同时与原子能级跃迁和微粒质心运动耦合；通过调节原子能级跃迁可实现纳米微粒质心运动在福克态间的转换，进而实现对微粒质心运动的精确操控。

本发明实施例公开了一种核电站反应堆寿期末轴向通量偏差控制方法和装置。核电站反应堆寿期末轴向通量偏差控制方法包括：根据机组的平均温度偏差确定目标轴向通量偏差值的调整时机；若需要调整，则基于调整后的目标轴向通量偏差值对轴向通量偏差控制带进行修改，以使得目标轴向通量偏差值维持在轴向通量偏差控制带的范围之内。本发明的技术方案可以最大限度降低核电站发生氙振荡的可能性，提高堆芯的安全性以及机组延伸运行的安全性。

本发明公开了一种核电厂二回路给水的水化学控制方法，包括如下步骤：向二回路系统中的凝汽器下游管线中加入氧，使凝汽器至除氧器之间的管线中的氧浓度为5～30μg/kg；同时，控制除氧器保持设计的除氧效率。本发明的核电厂二回路给水的水化学控制方法，可有效减少压水堆核电站二回路系统的腐蚀产物，达到减少进入蒸汽发生器腐蚀产物的目的。

本发明涉及一种堆芯及斯特林电机一体化耦合装置，其包括：燃料元件，其位于堆芯中心，为多层环柱状结构；径向反射层，其为与燃料元件的环柱状结构同心且半径更大的环柱状转体；轴向反射层，其位于燃料元件上部，尺寸与燃料元件相同；斯特林电机活塞与堆芯间的空腔，用于提供空间供配气活塞运动；斯特林电机活塞；斯特林电机冷却器，其包裹在活塞外围的上层；斯特林电机换热器，其包裹在活塞外围的下层；堆芯压力容器，其位于所述燃料元件、斯特林电机换热器及斯特林电机冷却器外围。所述堆芯及斯特林电机一体化耦合装置可减少了系统间的结构连接，提高了系统可靠性，达到了空间堆一体化小型化的设计效果。

本发明涉及核电站技术领域，具体涉及一种闸门安装方法。本发明提供的用于将闸门组件安装于闸门通道上，所述闸门组件包括封头、吊耳、筒体法兰和支耳板，所述闸门通道上安装有预埋贯穿件筒节；所述闸门安装方法包括以下步骤：在安全壳内壁上测量放线，吊装就位支撑平台并安装支撑平台，在两个支撑平台之间安装人行连接平台。通过第一倒链机构调整封头与环吊钢绳的位置关系，使得钢绳呈竖直状态且与封头相平行，环吊带动封头绕着安全壳的轴线旋转一定角度，从而将封头顺利精准的吊至闸门通道，通过加装的第二倒链机构，拉近封头与支撑滑道直接的距离，配合环吊将闸门组件吊装至导轨盒的支撑滑道上，提高了封头的吊装就位精度和效率。

本发明属于核电厂控制领域，具体涉及一种数字化运行规程专用操作画面的设计应用方法及系统，该系统包括画面设计模块、画面草图模块、信息组态模块、数字化画面模块。本发明针对现有系统画面对瞬态工况应对效率低的不足，提供了一种实现可高效应对核电厂瞬态工况的专用操作画面的方法。该方法可实现从控制核电厂所需操作的设备和监测的参数出发，与处理瞬态工况所需的数字化运行规程深度融合，设计一套专用操作画面，从而提升主控室操作员对瞬态工况的响应速度和准确性，保障核电厂安全。

本发明公开了一种满足千秒量级等离子体的粒子排除结构及方法，包括增大的偏滤器靶板与Dome板之间的粒子排出通道以及先进的等离子体位形控制技术可以缩减粒子的排出路径；大抽速、环形低温泵布置于聚变装置真空室内，大容量外置式低温泵布置于装置顶部、底部窗口上，可以增加粒子的抽气能力。在聚变装置高温等离子体放电过程中，利用先进的等离子体控制技术，优化等离子体位形，使得打击点落到偏滤器水平靶板上，缩短粒子到偏滤器抽气口的距离，进而缩减了粒子的排出路径，提高了粒子的排除效率；利用大抽速、环形内置式低温泵和大容量的外置低温泵组合，提高了千秒量级等离子体放电中粒子的抽气速度与长时间稳态抽气能力。

本发明涉及一种核电站事故智能化控制方法和系统，包括：获取核电站紧急事故的动作数据；对动作数据进行分解获得多个动作子空间；将多个动作子空间分配给各个智能体，获得每个智能体对应的动作子空间；获取各个智能体对应的动作子空间的奖励函数；各个智能体根据对应的奖励函数进行学习，获得各个智能体的子策略；对各个智能体的子策略进行汇总，获得总控制策略；基于总控制策略对核电站紧急事故进行智能化控制。本发明基于多智能体强化学习，实现核电站事故的智能化控制，极大减轻人工工作量和压力，显著提升核电站操作系统、控制系统的智能化水平与自动化水平，同时也提升了核电站运行的效率。

本发明提供一种基于能量平衡改进的给水控制系统及方法，属于核反应堆控制领域，该控制系统包括：模块阀控制逻辑单元，环路阀控制逻辑单元，主泵转速控制逻辑单元，流量前馈单元，基于能量平衡的前馈改进单元；所述基于能量平衡的前馈改进单元，用于在一二次侧输入包括一次侧入口温度、一次侧入口流量、二次侧入口温度，二次侧入口流量以及一次侧出口温度设定值发生变化时，通过能量守恒的方式计算输入变化导致的流量比变化，进而改变流量比的设定值；本发明针对核反应堆多模块并联给水系统的特性设计了给水控制系统，其最大特点为能够在一次侧冷却剂流量变化、一次侧温度变化、给水温度变化等扰动中提高控制系统的响应速度。

本发明实施例提供一种基于脉冲源的反应性参数的在线测量方法及系统包括：实时获取控制棒不同棒位处的基波瞬发中子衰减参数；根据获取的所述控制棒不同棒位处的各个基波瞬发中子衰减参数进行拟合生成所述控制棒的反应性测量的基准点；根据所述控制棒不同棒位处的各个基波瞬发中子衰减参数和反应性测量的基准点计算得到所述控制棒在不同棒位状态下的次临界度反应性值；本发明实施例解决了传统脉冲源法采用离线测量工作模式导致对数据的分析处理和评价滞后的技术问题。

一种地下核能反应堆，该地下核能反应堆具有延伸自包容构件的一端的中空爆炸隧道，并容纳有核反应堆、热交换器、发电机等。核反应堆等位于可移动支承构件上。爆炸隧道限定了爆炸室，该爆炸室具有位于其中的间隔开的多个碎片偏导部。爆炸室具有上壁，该上壁中形成有顶部开口，该顶部开口由顶部部分选择性地关闭。如果需要维修或更换反应堆，则打开顶部部分，以使反应堆穿过那里进入爆炸室，并向外穿过顶部开口。如果反应堆发生爆炸，则其爆炸会驱动碎片从其中穿过防爆门，进入爆炸室，当碎片穿过爆炸室时，偏导部会降低爆炸力。提供了简化的冷却系统。

本申请提出了一种用于连续处理放射性废钠的系统，包括：废钠前处理单元，被构造成净化及储存液态金属钠并去除液态金属钠中的放射性核素；钠碱反应单元，被构造成发生钠碱反应，将液态金属钠转化为氢氧化钠溶液；换热单元，与钠碱反应单元连通，被构造成向钠碱反应单元供应去离子水与钠碱反应单元进行热交换；以及换气单元，与钠碱反应单元和换热单元连通，被构造成将钠碱反应单元和换热单元抽真空并供应氩气。

本申请涉及一种核电站安全分析的试验系统和试验方法，包括：循环主管路、安全注入模拟管路以及下游设备组件研究管路。本申请通过将循环主管路、安全注入模拟管路以及下游设备组件研究管路通过一定的排布方式连通按照上述的核电站安全分析的试验方法，实现了同时对堆芯燃料组件模拟件和下游设备组件进行了碎渣堵塞模拟，从而提高核电站安全分析的试验系统所得到的数据真实性。

本申请提供一种用于核反应堆热工水力试验的模拟系统，包括试验模拟子系统和环境模拟子系统，试验模拟子系统包括给水模块、流量检测模块和反应堆模拟模块，反应堆模拟模块包括模拟反应堆和换热单元，至少部分换热单元设置于模拟反应堆内部，给水模块通过流量检测模块与模拟反应堆连接，给水模块通过流量检测模块与换热单元连接；环境模拟子系统包括驱动模块以及与驱动模块连接的工作台，试验模拟子系统安装于工作台，驱动模块用于驱动工作台，从而模拟出热工水力试验装置在瞬变外力作用下产生多种自由度运动时的状态，并且，通过流量检测模块无需通过计算即可检测给水模块和反应堆模拟模块之间的实际流量变化，提高了热工水力特性研究的可靠性。