核物理、核工程

一种检测器装置，包括封装在壳体中的多个检测器元件，其中壳体具有第一、第二、第三和第四侧，其中第一侧面向辐射源，第二侧与第一侧相对，并且其中多个检测器元件中的每个基本指向辐射源；以及多个准直器，其中多个准直器中的每个位于多个检测器元件中的相关检测器元件的后面，以便从相关检测器元件的后侧延伸到壳体的第二侧或者壳体的第二侧附近的点。

本发明公开了一种无线小区多级业务量分场景预测方法及相关装置，其中方法包括：采集各个无线小区的业务量时序训练数据，根据业务量时序训练数据提取业务量训练特征；根据各个无线小区的业务量训练特征训练聚类模型，将业务量训练特征划分为多个业务场景类别；分别根据每一个业务场景类别的业务训练特征训练对应的时序预测模型，得到多个业务场景类别的时序预测模型；针对待预测小区，将待预测小区进行业务场景划分，得到待预测小区的业务场景类别；根据待预测小区的业务场景类别对应的时序预测模型，对待预测小区的业务量进行预测。本发明根据无线小区业务量特征得到多个业务场景类别和相应的时序预测模型，提升了小区业务量预测的准确度和效率。

本公开的实施例提供一种高温气冷反应堆进水处理方法及系统。方法包括：获取反应堆一回路的湿度；响应于所述湿度达到预定湿度阈值，执行反应堆保护系统停堆动作；响应于所述反应堆保护系统停堆动作完成，执行蒸汽发生器排水动作；响应于所述蒸汽发生器排水动作完成，执行燃料装卸系统停运动作；响应于燃料装卸系统停运，执行氦净化系统除水动作。本公开的实施例解决了高温气冷堆发生进水事故的情况下，如何保证反应堆安全并减少进水量问题，同时避免一个堆进水对另一个堆运行产生影响，不需要临时措施，无需额外的采购，利用现有的系统和设备，就可以处理该类型事故，节省了成本，并可将堆芯中的水基本除尽，保证蒸汽发生器后续堵管后的继续运行。

本发明公开了一种用于核电机组的温排水利用方法、装置、终端及介质，对核电机组温排水进行污染值检测，获取低于检测阈值的第一温排水；对第一温排水进行温度检测，获取达到温度阈值的第二温排水，并将未达到温度阈值的第三温排水输入供暖系统；将第二温排水输入蒸汽发生器后，根据蒸汽发生器获取高压蒸汽；并将高压蒸汽输入蒸汽涡轮发电机，根据高压蒸汽驱动蒸汽涡轮发电机进行发电，能够及时发现和控制温排水的污染情况，提高供暖系统的效率和性能，同时降低能源消耗，有助于减少能源浪费，提高能源利用效率，实现可再生能源的优化利用，减少对传统能源的依赖。

本发明公开了一种用于屏蔽氡的黏土层及其应用，属于核科学技术领域，该黏土层包括黏土和合成树脂乳液。本发明同时公开了该黏土层在伴生放射性固体废物的处置库中的应用以及一种伴生放射性固体废物的处置库。本发明大大提升了半生反射性固体废弃物的处置库覆盖层中屏蔽层的氡屏蔽能力。在黏土相同用量的情况下，本发明的氡屏蔽层效果更好，即本发明提供的黏土层能够节约黏土用量。并且，本发明提供的应用方法简单，便于进行推广使用。

本发明公开了一种核燃料后处理厂应急停车方法，首先获取设备的监测数据并根据监测数据判断是否进入事故状态：若判定为进入事故状态，再判断当前运行的冗余安全级设备序列与安全级系统当前的操作单元序列是否一致，并在冗余安全级设备序列与当前操作单元序列不一致时，将运行的冗余安全级设备序列切换至与当前操作单元序列一致；再以安全级系统控制核燃料后处理厂停车。本发明的核燃料后处理厂应急停车方法思路清晰合理，便于执行，针对后处理厂专门设置，能够及时停车，有效防止事故后果严重化。本发明还提供一种核燃料后处理厂应急停车系统以及核燃料后处理厂。

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种运输容器的保护结构。本公开的运输容器的保护结构对内部包容结构在正常及事故状态下提供保护，防止二氧化铀芯块的漏失。实现我国富集度不超过5％的二氧化铀芯块运输容器的国产化，同时保证了栓系结构的合规化，使我国该类型的核燃料运输不再受他国的影响和制约。填补了国内该类型运输容器的空白，有效解决了物料运输和存放时的核临界安全和包容问题。

本发明公开了一种放射性蒸残液干燥处理的系统及干燥处理的方法，该系统包括：高完整性容器，用于盛放放射性蒸残液；冷凝器，与高完整性容器连接，冷凝器用于冷凝；气液分离器，与冷凝器连接，气液分离器用于对冷凝器冷凝下的物料进行气液分离；真空泵，与气液分离器连接，真空泵用于将高完整性容器内部的蒸汽和不凝气抽出，维持干燥压力；气体加热器，分别与真空泵、高完整性容器连接，气体加热器用于对进入到高完整性容器的不凝气进行加热。本发明使干燥过程在较低温度下进行，在高完整性容器能够耐受，直接在高完整性容器内进行放射性蒸残液的干燥减容，使得高完整性容器内部的空间达到最大化利用，避免了在干燥、暂存和包装过程中的复杂操作。

一种反应堆模拟电加热棒，包括壳体和具有加热器的芯棒，壳体包覆芯棒，在壳体与芯棒之间设置有温度测量模块，温度测量模块包括弧形弹性支架与多个温度传感器，温度传感器固定于弧形弹性支架的外周侧，并在弧形弹性支架的作用下抵接于壳体的内表面。该反应堆模拟电加热棒能够避免因热电偶脱离壳体带来的温度测量误差，提高反应堆临界热流密度试验结果的准确性。

本发明属于无损检测技术领域，涉及一种适用于不同规格管板的蒸汽发生器爬行机器人。包括基座模块、腿部模块和小臂模块，所述的腿部模块共有四个均设置在基座模块上方，小臂模块通过气动快换接头安装在其中一个腿部模块的下方，用于实现机器人的定位检修功能。有益效果在于：本发明结构形式简单、运动方式灵活多样、结构自适应能力强，使其具有较高运动灵活性和作业效率，并使其在面对不同型号的SG管板时具有较强的自适应能力；本发明共具有12个运动自由度，其中有8个主动的连续运动自由度和4个被动的连续运动的自由度。8个主动的运动自由度均由电机驱动，搭配绝对式旋转编码器等位置传感器，可以保证各运动自由度均可进行精确的连续运动。

本发明涉及核燃料循环设施冲击载荷下气溶胶特征参数测量装置，包括：加压释放装置及测量装置，所述测量装置内设置有气溶胶采样器及粒径分析器，所述加压释放装置设置于所述测量装置内，所述加压释放装置包括容纳腔体、第一爆破片及第二爆破片，所述容纳腔体顶部具有一侧开口，所述第一爆破片设置于所述容纳腔体的开口处并封闭所述开口，所述第二爆破片设置于所述容纳腔体内，将所述容纳腔体内部分隔为样品腔及中间腔，所述样品腔上设置有第一进气口，所述中间腔的侧壁上设置有第二进气口，采用核燃料循环设施冲击载荷下气溶胶特征参数测量装置可获得冲击载荷下的气溶胶释放份额、可吸入份额、粒径分布等特征参数。

本发明公开了一种超小型反应堆系统，包括：反应堆堆芯、压力容器、余热导出机构、屏蔽体、能量输出回路接口组件，反应堆堆芯、压力容器、能量输出回路接口组件设置于屏蔽体内，反应堆堆芯设置于压力容器内，余热导出机构设置于屏蔽体外，余热导出机构通过连接管路与压力容器连接，连接管路贯穿屏蔽体，能量输出回路接口组件与压力容器连接。本发明实现了长寿期、安全地供应热、电、氢等多种能源的功能；通过采用先进四代堆气冷堆技术保证堆芯在恶劣环境下仍具备很高的安全性；通过骨架结构增强对裂变产物的屏障作用；通过颗粒燃料的密集排布和慢化剂材料的填充方式实现堆芯体积小、重量轻，可以通过火箭搭载。

本发明公开一种核电站安全注入系统充水排气方法，该核电站安全注入系统充水排气方法利用一回路的水作为充水水源，通过RIS系统热段取水管线，在重力的作用下向RIS系统注水，以提高RIS系统充水排气的速度。该核电站安全注入系统充水所需的水源不再由IRWST提供，而是用一回路的水，由于堆芯标高高于IRWST标高，所以一回路水位相比于IRWSR水位要高得多，可以实现依靠重力为RIS系统管道完成充水；一回路水装量足够多时，压力差足够顶开管道逆止阀，不再需要依靠临时泵从IRWST取水为系统逆止阀下游管道充水；同时，临时泵的能力有限，而RIS系统热段取水管道管径较大，可以大大减少充水排气所需时间，节约了大修关键路径，提高了核电机组的经济性。

一种减少氚排放的方法，包括以下步骤：提供具有灰棒的反应堆，在燃料循环末期前将至少部分灰棒部分插入堆芯并保持棒位恒定，并在反应堆运行过程中持续调节一回路中的可溶硼浓度补偿燃料和可燃毒物燃耗引起的反应性变化，在燃料循环末期当一回路中可溶硼浓度低于给定阈值时将灰棒逐步提出。该方法能够在燃料循环的多数时间内充分发挥灰棒的中子吸收性，降低对一回路冷却剂中可溶硼的需求，从而减少可溶硼反应途径产生的氚，进而减少其排放量。

本发明涉及真空室密封领域，公开了一种真空室自锁密封结构和核聚变堆，包括窗口、锁止部和插件，窗口开设有第一限位槽，插件开设有容置槽，第一限位槽与容置槽连通，锁止部包括调节螺栓、连接部、第一连接杆和第一定位块，调节螺栓螺纹连接于插件并部分伸入容置槽内，连接部安装于调节螺栓的端部，第一连接杆的一端与连接部连接，第一连接杆的另一端与第一定位块连接。本发明的有益效果为：安装方式简单快捷，节省时间成本，且能够单独安装或拆卸，不影响真空环境，锁止部与窗口插件温度区间一致，其热变形趋势与窗口插件一致，不会因为插件和窗口温度不同产生的变形不一致导致拆卸时螺栓卡死或二次安装时螺栓孔位无法对准的问题。

本发明公开了一种基于TRISO包覆颗粒的压水堆燃料组件及其制备方法，燃料组件包括上下管座、导向管、至少两个燃料块构件，燃料块构件包括燃料块、格架，燃料块包括燃料块本体、设置于燃料块本体上的冷却剂孔道，格架包括格架篮、与格架篮连接的格架孔道，格架孔道内部为通孔，格架孔道插入冷却剂孔道内，格架篮设置于沿着冷却剂孔道方向的燃料块端部，导向管分别与不同的燃料块构件的格架连接，导向管通过格架孔道与冷却剂孔道联通。燃料块构件便于相互串联到一起，内部燃料块采用碳化硅纤维编织外壳，提升了燃料在事故下的耐腐蚀能力，增加了韧性，燃料块利用碳化硅材料优异的裂变产物阻挡，降低裂变产物的释放，提升燃料安全。

本发明涉及核电厂安全壳的预应力监测技术领域，公开了一种安全壳的预应力智能钢绞线及预应力系统的施工方法，包括智能传感筋、多条边丝和牵引中丝；智能传感筋用于预应力值的监测；多条边丝环绕智能传感筋的外周排列为环状结构，环状结构包括传感段和牵引段，智能传感筋的两端均凸出于传感段设置；牵引段具有固定连接在传感段的一端工作位置，及与传感段分离的分离位置；牵引段处于工作位置时，智能传感筋凸出于传感段的部分位于牵引段内；牵引中丝与智能传感筋设置在同一轴线上，固定连接在牵引段内，一端与智能传感筋间隔设置，另一端凸出于牵引段，本发明通过设置牵引段，在进行智能钢绞线的穿束施工作业时，可以避免对智能传感筋造成损伤。

本发明公开一种包含磁流体发电系统的液态锂铅包层，包括第一壁、阳极板、液态锂铅流道、外部电路、用电负载、阴极板、径向隔板、环向隔板、侧壁，液态锂铅作为氚增殖剂与冷却剂在增殖区中流动，增殖区的边界由侧壁、阳极板及阴极板组成，其内部被起支撑作用的径向及环向隔板分隔出多个并联的管道，并联管道极向贯通，液态锂铅在其中沿极向流动。包层位于强磁场工况下，导电液态锂铅在沿极向流动过程中会产生感应电流，在绝缘径向隔板及绝缘侧壁的限制下，感应电流沿径向流动穿过两层导电的环向隔板后，到达阳极板，进入外部负载电路实现电能的利用，最终通过阴极板进入锂铅流道形成闭合电流回路。本发明降低了包层能量损耗，提高能量转换效率。

提高闪烁体结构体的可靠性。闪烁体结构体具备多个单元和覆盖多个单元的反射层。在此，多个单元分别包含树脂和荧光体，树脂包含主剂和固化剂，所述主剂包含双‑7‑氧杂双环[4.1.0]庚烷。或者，多个单元分别包含树脂和荧光体，树脂包含主剂和固化剂。主剂包含3，4‑环氧环己基甲基(3，4‑环氧基)环己烷羧酸酯和2，2‑双(羟甲基)‑1‑丁醇的1，2‑环氧基‑4‑(2‑环氧乙基)环己烷加成物。

本发明提供一种临界安全贮槽，包括贮槽本体和中子毒物包壳，所述中子毒物包壳设置在贮槽本体的内部，用于贮存中子毒物，中子毒物包壳和贮槽本体的外廓线为形状一致的异型外廓线，从而使二者之间形成环形的贮存带，用于贮存料液，所述异型外廓线包括多个外凸弧线和多个内凹弧线，各外凸弧线和各内凹弧线交替排列且端点相互连接，从而形成波浪状的异型外廓线。本发明的临界安全贮槽延长了料液与中子毒物的接触边界，提高中子毒物的利用效率，同时还提高了料液的贮存效率。

电子线照射装置(10)，包括：电源装置(31)；加速管(13)，通过来自电源装置(31)的电力供给使电子加速而产生电子线(e)；以及压力箱(32)，收容电源装置(31)及加速管(13)。压力箱(32)以能够分割为收容电源装置(31)的第一分割体(40)、及收容加速管(13)的第二分割体(50)的方式构成。第二分割体(50)具有用于将自加速管(13)射出的电子线(e)射出至压力箱(32)的外部的射出口(54)。而且，电源装置(31)具有与第二分割体(50)连结的连结部(71)。

本发明公开一种后处理污溶剂净化方法，包括：S1，对后处理污溶剂进行碱酸洗涤，取样分析，并判断洗涤后的溶剂中的降解产物、铀、钚及其裂变产物含量是否达到复用标准；S2，对洗涤后未达到复用标准的溶剂进行吸附处理，并再次取样分析，并判断吸附后的溶剂中的降解产物、铀、钚及其裂变产物含量是否达到复用标准；S3，对吸附后未达到复用标准的溶剂进行精馏处理，得到净化后的溶剂。本发明可实现污溶剂的净化，大大提高溶剂的循环利用率，使放射性废物最小化，并且，相比于现有技术，能够减少精馏处理的量，甚至避免进行工艺复杂的精馏处理。

本发明提供了一种便于医生操作的介入放射防护装置，涉及放射科保护装置技术领域，包括：移动舱，移动舱内部开设有便于医生进入操作腔，移动舱一侧设有与其相配套的外框架，移动舱靠近外框架一侧滑动连接有两个舱门。该种便于医生操作的介入放射防护装置能够通过启闭组件医生能够从操作室直接进入装置内，然后移动舱在脱离外框架时，会将移动舱自身的操作腔与外框架上的外门板一起进行封闭，以此减少被放射性物质影响的可能性，提高防护完善性，同时利用移动组件对移动舱进行控制与移动，利用机械式的驱动方式让医生能够更好的把移动舱的位置，提高装置的使用稳定性。

提高闪烁体结构体的可靠性。闪烁体结构体具备多个单元和覆盖多个单元的反射层。在此，多个单元分别包含树脂和荧光体，树脂在照射了剂量为100kGy的X射线后，对具有542nm波长的光的总透光率的降低率小于8％。

本发明公开了一种缩短球床式高温气冷初装堆芯建立过程的方法及系统包括：根据各组件的材料和结构参数建立球床式高温气冷堆首次装料及初装堆芯建立过程的物理计算模型；在石墨球、燃料元件中或者二者中增加可燃毒物，利用物理计算模型选择可行的可燃毒物添加方案；针对可行的可燃毒物添加方案进行首次装料及初装堆芯建立过程安全评价，并根据安全评价的结果选择最优的可燃毒物添加方案；本发明实现减少石墨球用量，同时提高初装堆芯建立阶段运行功率水平，缩短初装堆芯建立时间，大大提高球床式高温气冷堆的经济性。

本申请实施例提供了一种核电源及其发电装置，发电装置用于将堆芯热管传导的热能转化成电能。发电装置包括：多个斯特林发电机；和至少一组换热器组。每组换热器组包括沿多根堆芯热管的冷凝段的延伸方向叠加布置的多个换热器，每个换热器与多根堆芯热管的冷凝段导热连接，每个斯特林发电机的热端导热地连接于一个换热器，以将换热器的热量转换成电能。本申请实施例的核电源及其发电装置，在一台/数台斯特林发电机或一个/数个换热器失效时，所有堆芯热管仍可照常运行，堆芯热量将通过堆芯热管和其余换热器传输至其余斯特林发电机，并产生与正常工况相近的电功率。

本发明公开了一种研究堆辐照考验回路废水集中排放系统，包括第一管线、第二管线、第三管线、废水收集装置，第一管线与一回路压力边界和/或非一回路压力边界的放射性水回收口连接，第二管线与自来水回收口连接，第三管线与去离子水回收口连接，所述第一管线、所述第二管线和所述第三管线的第二端均与所述废水收集装置连接；本发明通过第一管线、第二管线和第三管线将堆辐照考验回路的放射性水、自来水和去离子水收集至废水收集装置，然后通过第四管线、第五管线和第六管线将收集的废水进行集中排放，从而使系统排放方式由多点排放变为单点排放，降低了回路运行人员操作难度和人力投入成本。

本发明涉及一种堆腔注水系统及其反应堆压力容器的上挂式保温模块，上挂式保温模块包括保温组件、以及上支撑结构；保温组件设有供反应堆压力容器从上端放入的保温腔；上支撑结构设置在保温组件的上端，以挂设到外侧的支撑。带有上支撑结构的整体式保温模块实现了在核岛厂房外预制、组装后再整体吊装到堆坑调整固定，吊装后上支撑结构在上端形成支撑，将保温模块挂设，提升了保温模块的稳定性，安装方式简单快捷，堆坑内安装调整工期将缩短至一个月内，显著提高施工效率，提升机组的经济性和竞争力。

本发明提供了一种高放废物处置坑及处置方法，属于高放废物处置技术领域，高放废物处置坑包括：水平巷道和一个适于盛放高放废物的处置坑道，处置坑道倾斜于所述水平巷道的轴线设置。本发明提供的高放废物处置坑，只需将高放废物旋转预设角度，将高放废物下放至处置坑道内即可。倾斜布置的处置坑道可以使高放废物无需转动至竖直状态，倾斜一定角度便可下放至处置坑道内，可以降低水平巷道的高度，减少对原始围岩的扰动及后期回填材料的使用量，提高经济效益。倾斜布置的处置坑道可以缩短高放废物的释热影响区之间的距离，提高高放废物处置空间利用率，降低对完整围岩规模的要求，降低废物包坠落破损风险。

本发明涉及机组非平衡态的通量图测量方法、装置、存储介质和终端，包括以下步骤：模拟试验工况下的理论中子通量数据；基于理论中子通量数据计算瞬态工况下通量图测量期间的理论堆芯通量分布的相对变化率；在机组非平衡工况下进行通量图测量，获得非平衡工况下的实测堆芯通量分布数据；通过理论堆芯通量分布的相对变化率对实测堆芯通量分布数据进行修正，获得机组在非平衡态工况下的堆芯通量测量数据。本发明可以在机组非平衡态下进行通量图测量，从而为堆芯安全评价提供依据，可以在瞬态后非平衡态下执行定期试验，避免定期试验超期风险，可以大幅缩短平台等待稳定的时间，缩短机组大修后上行关键路径。

本发明公开了一种核电站硼表系统参数校准装置自动控制、标定方法及设备，参数校准装置连接有加液单元、排液单元、循环单元和温度控制单元，并通过上位机进行控制；上位机根据目标浓度和参数校准装置中当前硼溶液浓度，计算出需要加入校准装置的去离子水体积或浓硼液体积；通过上位机的电子信号控制加液单元和排液单元使得参数校准装置中的硼液浓度达到目标浓度；同时，控制温度控制单元，以使参数校准装置中的硼溶液维持在目标温度；控制循环单元，以使参数校准装置中的硼溶液搅拌时间达到目标搅拌时长。本发明使硼表系统参数校准装置自动完成排液、加液、搅拌、控温和取样等过程，提高了配液准确性和温度控制准确性。

本发明公开了一种高温气冷堆堆内冷氦流道结构，包括冷氦流道和碳砖；其中冷氦流道被碳砖包裹，从反应堆上部到下部，是一种无缝管道。本发明所提出的冷氦流道是用无缝管道制成，镶嵌在碳砖中，从根本上杜绝了氦气从碳砖间隙泄露的可能性。

本发明提供了一种核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，包括以下步骤：提供含Be的FeCrAl铁素体耐热合金管材，通过高温氧化和在保护性气氛下进行的保温固化处理，在合金管材的内表面构建含Be的氧化物层，获得双层结构的复合包壳管材。该方法制备的复合包壳管材，具有良好的防氚渗透性能、耐腐蚀/氧化性能、高温力学性能，可用于核反应堆燃料元件的包壳材料。本发明还提供一种复合包壳管材和一种燃料棒。

本发明公开了一种高温气冷堆冷却剂旁流控制方法及其密封性检验装置，包括反应堆单元，包括保护层，以及多组石墨块；封堵单元，包括纵向密封件，以及横向密封齿条；调整单元，包括多根转杆、设置于转杆一侧的传动件，以及限位盖。本发明的有益效果为通过模拟实验装置对密封性能进行试验，对氦气冷却剂的纵向旁流和横向漏流进行阻挡，有效减小了结构性旁流对球床内氦气冷却剂流量分布的影响，保证了流经球床的有效冷却剂流量，继而优化球床的温度分布及燃料最高温度，从而有效支撑高温气冷堆反应堆结构的设计论证，进一步提高球床式高温气冷堆的安全可靠性。

该发明公开了一种基于分布式光纤的Z箍缩驱动聚变堆综合监测装置，涉及光纤传感技术领域。其核心是利用利用现代光纤传感技术和先进制造技术设计五芯复合材料铠装光纤，从而形成扎实可靠的光纤分布网络，根据潜在辐射环境下，Z箍缩装置故障时产生的辐射、温度、应力应变、磁场、振动等异常信息，并结合实际Z箍缩装置结构特点完成布线，采用串联的方式，实现Z箍缩装置整体布局形成覆盖监测组网。当Z箍缩装置发生故障，出现装置辐射、温度、应力应变、磁场、振动等异常信息，光纤监测组网会采集到这些异常信息，利用信号处理和模式识别技术可以实现Z箍缩装置可靠性监测和安全预警。

本发明涉及反应堆工程技术领域，特别是一种针对矩形通道内空泡份额的激光测量实验装置，其包括，外框体，设于所述外框体端面的第一连接通道和分别设于所述外框体端面两侧的放射设备和探测设备；以及，通过贯穿所述第一连接通道而进入至所述外框体内的管道；以及，导流组件，包括有活动设置于所述外框体内的安装架、贯穿开设于所述安装架端面的第二连接通道和转动设于所述安装架内的导流轮，且所述安装架内还一体成型有用于收纳管道的置物板，在对管道进行测量时，仅需将管道插入至外框体内即可，多个连接通道足以完成管道的固定，本发明通过还设置导流组件还可将需要进行测量的管道进行统一收集，有效提高测量效率，解决现有技术中存在的问题。

本发明公开了一种微小型反应堆控制鼓驱动机构，由电机驱动传动机构、支撑筒、转筒连杆、角度测量器、电磁离合机构、实心棒、复位弹簧、密封导向管、气体保护系统组成；电机驱动传动机构中的减速器和驱动电机依次倒立安装在齿轮传动箱下端，转筒连杆同轴安装于支撑筒内，上端通过连接器安装于齿轮传动箱下端；角度测量器固定安装于支撑筒外壁；电磁离合机构固定安装于支撑筒上；转筒连杆下端与控制鼓固定连接，上面滑槽与实心棒上的滑动销配合运动。本发明采用单电机及电磁离合机构带动控制鼓旋转进行角度调节；通过弹簧与滑动销配合，实现控制鼓快速复位；通过气体保护系统避免金属蒸气逸出；结构紧凑，安全可靠，适合微小型反应堆反应性控制。

本发明涉及核电厂反应堆压力容器检测技术领域，尤其涉及一种核反应堆压力容器检查装置，包括构造组件，包括构造件和设置于构造件上侧的检查件和设置于检查件一侧的立柱件，安装组件，包括设置于立柱件一侧的插入件、滑动件、拼接件，卡扣组件，包括设置于检查件一侧的转动件和卡扣件，本发明通过设置的安装组件中的插入件、滑动件、拼接件和卡扣组件中的转动件和卡扣件相互配合使用，可便于在对压力容器检查过程中根据压力容器高度对立柱进行快速拼接组装，降低现有的立柱组装大多通过螺栓等对其进行固定组装拼接，组装时需要使用到螺丝刀等工具进行安装拆卸，费时费力，难以对其进行快速组装拼接的不便。

本发明公开了一种医用放射源运输容器，涉及放射性物品运输设备技术领域，该容器包括运输托架、防护罩和屏蔽容器，屏蔽容器置于防护罩内，防护罩和屏蔽容器固定在运输托架上；运输托架包括顶板和底板，顶板法兰面上开有螺栓孔与定位销孔；顶板上部中间设有固定件；防护罩包括外筒体和内筒体，外筒体底部设有法兰座；外筒体与内筒体间填充木材和隔热材料；屏蔽容器包括容器主体和铅塞，容器主体包括外壳和内壳，外壳和内壳间填充铅；外壳底部设置主体底板，与运输托架连接固定；内壳有三层台阶，上两段容纳铅塞，最下段容纳货包；铅塞包括筒体，筒体内部填充铅柱，筒体底板与放射源吊篮螺栓固定。本发明提供的容器用于60Co密封放射源的包装与运输。

本发明涉及一种液态重金属反应堆安全系统，包括：内部设有蒸汽发生器的反应堆容器、用于过滤液态重金属的过滤装置、安全罐以及连接管线，所述连接管线依次连接所述反应堆容器、所述过滤装置以及所述安全罐。本发明在反应堆容器和安全罐之间设置过装置，有效解决了现有安全系统中液态重金属直接进入安全罐，凝固导致安全罐入口管道堵塞的问题，提高了蒸汽发生器传热管破裂事故下液态重金属反应堆的安全性。

本发明提出了一种中高放射性废液处理、复用方法和系统，所述方法包括如下步骤：步骤1)将中高放射性废液蒸发处理，得到蒸发冷凝液、放射性核素浓缩液和含氮氧化物蒸发尾气；步骤2)采用吸收液对含氮氧化物蒸发尾气进行吸收处理，得到含硝酸吸收液和吸收处理尾气；再对含硝酸吸收液进行精馏处理，得到可复用的硝酸产品和精馏冷凝液；步骤3)将步骤2)吸收处理尾气中的含氮氧化物还原为氮气；步骤4)将蒸发冷凝液和精馏冷凝液进行酸分离处理，得到酸分离硝酸浓水和酸分离淡水；所述酸分离硝酸浓水送回至步骤1)中进行蒸发处理。本发明显著的提高了核燃料后处理厂等核设施运行安全性、经济性和环境友好性。

本发明涉及一种废液固化装置及其固化方法，有效的解决了废液固化体表层有害物质容易外溢，固化设备密封垫易被腐蚀大的问题；固化装置采用两层筒状结构，底部用混凝土预制块封底，筒口采用压力水密封，固化方法是先在内层固化筒浇铸废液与水泥浆混合液待其固化，再取出内层固化筒，在固化体与外层固化筒间浇筑纯水泥浆液浆固化体完全包裹，本发明能够将含废固化体完全密闭包裹避免有害物质外溢，且能够避免固化筒密封圈的腐蚀，具有可靠的密封性能。

本发明公开了用于中子注量率测量的对数放大电路温度补偿方法及装置，涉及中子注量率测量领域，其技术方案要点是：拟合得到电压信号与温度信号之间的补偿函数；将补偿函数置入中子注量率系统中的运算处理模块；通过对数放大模块对输入信号进行放大处理，放大后的实际电压信号传输至运算处理模块；通过温度测量电路测量对数放大模块中元器件所处环境的实际温度信号，并将实际温度信号传输至运算处理模块；通过运算处理模块调用补偿函数和实际温度信号对实际电压信号进行补偿处理，得到补偿电压信号；通过运算处理模块对补偿电压信号进行处理计算，得到中子注量率和变化周期。本发明可有效抑制温度漂移的效果，结构简单。

本发明涉及反应堆物理热工设计技术领域，特别是一种球床式高温气冷堆反应性卸料控制装置，包括，进料组件，包括与球床反应堆相连的进料管以及设置在进料管端部的加速部；存储组件，所述存储组件与进料管相连，包括与进料管相连的存料箱、设置在存料箱内部并与进料管连通的容腔以及设置在容腔内的储存部；以及，卸料组件，所述卸料组件设置在存料箱一侧，包括设置在容腔底部的卸料槽、设置在存料箱内部并与卸料槽匹配的放料部以及设置在存料箱底部并与放料部匹配的卸料管。本发明通过设置的进料组件与存储组件、卸料组件之间相互配合，解决了反应堆内球形燃料元件卸料速度慢、降温所需时间较长的问题。

在一个实施例中，用于核燃料存储的自动调节抗震系统包括被配置为容纳核燃料的独立式第一燃料存储部件(FSC)，以及被配置为接收第一燃料存储部件的固定的第二FSC。形成在FSC之间的主体间间隙包括至少一个抗震组件。该组件包括固定地联接至第二FSC的固定楔形构件和与固定楔形构件接合并由固定楔形构件支撑就位的可移动的松动楔形构件。固定楔形构件限定倾斜承载表面，该倾斜承载表面与松动楔形构件的配合倾斜承载表面可滑动地接合。在地震事件或第一FSC的热膨胀期间，第一FSC朝第二FSC移动，这缩小了主体间间隙，并且松动楔形构件相对于固定楔形构件垂直位移，同时保持与其接合。

本发明属于核电厂老化管理技术领域，特别是一种乏燃料中子吸收材料老化状态评估方法，包括，制定监督计划，在试样树中放置足够数量的试样；按监督计划取出试样进行检测；选取部分备用试样，定期取出试样采用无损方法进行检测，并在检测结束后重新放回试样树；根据验收准则判定中子吸收材料降质情况；试样树通过贮存格架进行存储，本发明针对乏燃料中子吸收材料可能出现降质导致无法维持乏燃料池处于亚临界状态的风险，通过提前布置足够数量的试样，定期取出试样进行检测和评估的方式监督中子吸收材料的降质情况和变化趋势，达到维持乏燃料池的亚临界状态目的，有效保证乏燃料的安全贮存。

本发明涉及中子辐照技术领域并公开一种中子辐照仪和辐射系统，所述中子辐照仪包括中子箱、传动轴和中子源，所述中子箱具有腔体，所述中子箱上开设有与所述腔体连通的束流口，所述束流口的开口朝向第一方向，所述中子箱在第二方向上设有贯穿于所述中子箱且与所述腔体连通的安装孔，其中，所述第二方向正交于所述第一方向；所述传动轴在所述第二方向上从所述安装孔伸入所述腔体，所述传动轴可转动地设在所述中子箱上；所述中子源设在所述传动轴上且位于所述腔体内，随着述传动轴转动，所述中子源的中子束流可穿过所述束流口。所述中子辐照仪能够实现随用随关。

本发明提供了一种基于金属增材制造的反应堆堆芯及其制造工艺，涉及反应堆设计技术领域，为解决由传统设计方案与制造工艺获得的反应堆堆芯，其热工流体特性和结构可靠性均较差的问题而设计。该反应堆堆芯包括金属壳体、金属基体和堆芯燃料，金属壳体为两端敞口的空心柱状结构，金属壳体的内部设置有贯通其两端的冷却剂流道，金属壳体采用增材制造的工艺制备而成；金属基体固设于金属壳体的内部，堆芯燃料嵌设于金属基体。本发明基于金属增材制造与放电等离子体烧结制备反应堆堆芯，可以突破传统的堆芯燃料成型方式和流道设计限制，使得反应堆堆芯的热工流体特性和结构可靠性均较好。

本发明属于辐照实验技术领域，具体的说是一种用于辐照实验的针尖固定装置；本发明通过电动滑轨移动气缸从而移动运输装置，使一侧的运输装置移动到拿取辐照块的区域，当夹持装置夹持辐照块后通过电动滑轨移动到辐照区域，此时由于夹持块夹持辐照块进行辐照，因此辐照块端部的被夹持部分未受到辐照，经过一段时间辐照后，另一侧的电动滑轨带动另一运输装置移动至辐照区域夹持辐照块辐照过的一端，再使一侧的夹持装置松开辐照块未辐照过的一端，即可使辐照块受到全面的辐照，解决了辐照物的固定部分未受到辐照使辐照样品辐照不均匀，需要再次辐照样品，导致实验结果出现偏差和错误的问题，提高辐照实验的成功率，使辐照实验结果更准确。

本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种过球阻流装置，所述过球阻流装置包括箱体、转子组件和轴承组件，箱体具有容纳腔，箱体上设有进球管和出球管，转子组件至少部分位于容纳腔内，转子组件包括转子和转盘，转子沿第一方向延伸，转子的一端适于与驱动件相连以驱动转子相对于箱体绕第一方向转动，转子的另一端与转盘相连以带动转盘转动，转盘具有接球部，接球部可与进球管或出球管连通，轴承组件套设在转子上，轴承组件包括第一轴承和第二轴承，第一轴承和第二轴承在第一方向上间隔布置，且第一轴承和第二轴承位于转盘的同一侧，本发明提出了一种过球阻流装置，可以提高过球阻流装置运行的可靠性。