核物理、核工程

本发明涉及一种紧凑型多功能靶室装置，包括靶室主体，所述靶室主体上设有用于抽真空的泵口，在靶室主体内沿束流入射方向的最前方设有束斑观测系统，所述束斑观测系统后方设置束流监测系统，所述束流监测系统的后方设置小样品快速换样系统，所述小样品快速换样系统的后方设置束流诊断系统，所述束流诊断系统的后方设置高低温控制系统。本发明可以用一个靶室准确方便的对离子束流进行诊断，进行样品辐照，对样品进行温度控制等操作，操作简便，节约了大量制作成本，实现了功能多样化。

本申请涉及一种可移动氧气控制装置及方法，属于小型安全壳技术领域，可移动氧气控制装置及方法，包括壳体，壳体的外侧设置有与外界气体交换的进风口与出风口，外滑轨支架用于辅助壳体随着船体摆动做摇摆运动加剧消氧，内固定轨用于与外滑轨支架配合辅助壳体做摇摆运动加剧消氧，消氧机构包括可拆卸的消氧模组和存储消氧模组的存储机构，本申请可以通过小型体积的壳体的设置，使本装置可以布置在船体内，且通过外滑轨支架使壳体可以在地面上任意位置摆放连接，通过螺栓连接可以使壳体便于拆卸，壳体可以做摇摆运动，加速消氧机构的消氧效率，使壳体在小型体积的状态下，消氧的效率依旧不会降低，消氧模组在壳体内为可拆卸连接。

本发明公开了一种用于核电厂气溶胶去除的非能动喷淋系统，包括：凝液收集器、导流管、喷淋水箱、喷淋管、爆破阀、喷头，凝液收集器通过导流管与喷淋水箱连接，凝液收集器用于收集安全壳内的冷凝液，喷淋水箱通过喷淋管与喷头连接，爆破阀设置于喷淋管上，当安全壳内的压力到达爆破阀的启动触发压力时，爆破阀开启，喷淋水箱内的水通过喷淋管流入喷头，通过喷头喷水去除安全壳内气溶胶。本发明中的系统的有益效果如下：与自然去除方式相比，本系统可提供更为高效的安全壳内悬浮气溶胶的去除；与能动喷淋系统相比，本系统不需要配有泵及电源等设备，事故工况下具有更高的可靠性；本系统可将壁面附近的凝液收集，可为喷淋系统提供更持久的水源。

一种聚变反应器具有维持深真空的真空室。第一离子束及第二离子束在活性空间内依次沿着第一路径及第二路径定向。在每一个别离子束的每一路径内的点，每一离子束具有每一离子束内的离子的基本均匀能量及具有每一离子束内的离子的基本均匀速度矢量。所述第一离子束及所述第二离子束在所述活性空间中的反应区内实质相互正面碰撞，而所述第一离子束的离子的能量与所述第二离子束的离子的能量的比等于各自的离子质量的反比。所述第一离子束及所述第二离子束的散射离子的能量被回收，而且冷离子从所述活性空间排空。

本发明提供了一种包覆颗粒弥散燃料芯块的制备方法，包括以下步骤：步骤1：包覆颗粒弥散燃料芯块粉体制备过程中加入石墨烯；步骤2：将制备好的包覆颗粒弥散燃料芯块粉末放入钢模中压制，制得添加石墨烯的包覆颗粒弥散燃料芯块生坯；步骤3：热压烧结添加石墨烯的包覆颗粒弥散燃料生坯，获得包覆颗粒弥散燃料芯块。本发明提供的制备方法通过添加石墨烯可以有效改善SiC的高温热导率，增强包覆颗粒弥散燃料芯块的导热能力，进一步提高反应堆的安全性。

本发明公开一种反应堆余热排出和净化系统，反应堆设有冷管段和热管段，其特征在于，反应堆余热排出和净化系统包括：第一切换组件、第二切换组件、第三切换组件、换热器、余热排出泵和净化过滤器；换热器包括接入反应堆的一回路冷却剂的冷却通道，以及与冷却通道隔绝的回热通道；反应堆余热排出和净化系统包括通过第一切换组件、第二切换组件和第三切换组件择一连通的回热净化回路、净化回路、余热排出回路、余热排出供能回路和净化供能回路。本发明通过将余热排出和净化过滤功能合并，实现系统功能集成化，可适用于多种不同的工况，节约布置空间，可应用于空间狭窄的核动力装置。

本发明提供一种用于高温气冷堆主氦风机挡板试验的装置与方法，属于高温气冷堆技术领域。本发明的装置包括：就地与远程切换件、能动与非能动切换件、挡板开关件、电流指示件；其中，就地与远程切换件，用于在就地位与远程位之间切换；能动与非能动切换件，用于在就地与远程切换件处于不同切换状态时，在能动位与非能动位之间切换；挡板开关件，用于在能动与非能动切换件处于不同切换状态时，在开启位与闭合位之间切换，以使主氦风机挡板处于不同位置；电流指示件，用于指示主氦风机挡板处于不同位置时动作过程的电流值。本发明通过电流指示件显示的电流变化值，对挡板不同位置的动作进行判断，可满足主氦风机挡板的试验需求。

本发明涉及一种核电厂一回路泄漏率自动诊断方法及系统。该方法包括：S1、监测并判断所述一回路是否满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件；若是，执行步骤S2，若否，继续监测并判断所述一回路是否满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件，直至满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件；S2、获取所述一回路稳压器的液位以及初始液位，并启动计算所述冷却剂泄漏率，得到所述冷却剂泄漏率的计算结果；并判断所述冷却剂泄漏率的计算结果是否超出预设的泄漏率限值；若是，发出事故规程预警信息。实施本发明的技术方案，可以实现一回路冷却剂泄漏率计算入口及初始条件自诊断、自动计算及判断，降低人因失误风险，提升事故处理效率和核电厂安全性。

本发明属于核电厂安全维护技术领域，公开了一种安全壳泄压系统，包括泄压主路、烟囱、主泄压组件和辅助泄压组件。泄压主路连通于安全壳；烟囱设置于安全壳外，用于排放放射性气体；主泄压组件包括主泄压管路和布置于主泄压管路中的气水分离装置与过滤装置，主泄压管路连通于泄压主路伸出安全壳的一侧，主泄压管路连通烟囱，泄压主路中的放射性气体依次进入气水分离装置和过滤装置，并经烟囱排放；辅助泄压组件包括连通泄压主路伸出安全壳的一侧的辅助泄压管路，并联于主泄压组件，连通于烟囱。该安全壳泄压系统能够在反应堆发生事故后对安全壳进行有序无害泄压，并能够在事故严重时进行紧急泄压，具有双重泄压通道，保证安全壳泄压效果。

一种基于光子信号检测的控制棒棒位检测系统与方法，系统包括套管、光子探测器、光子计数器、编码模块、上位机、电源模块；套管，提供控制棒插入所需的空间；光子探测器，位于套管外部，用于感应控制棒的位置，并输出感应信号；光子计数器，用于接收光子探测器输出的感应信号，并将感应信号转换成数字信号；编码模块，对数字信号进行编码以生成编码信号，并将所述编码信号传输至所述上位机；上位机，对所述编码信号进行解析，并形成显示控制棒位置的图形；电源模块，为光子探测器、光子计数器、编码模块提供电源。本发明，检测方便快捷，同时，检测所涉及的设备或者系统具有功耗低、维护量小且维护周期长、占用空间小且维护方便等优点。

本申请的实施例提供一种防错插的堆芯组件，包括：堆芯下格栅板，上表面阵列式设置有多个容纳槽，容纳槽内设置有阶梯状结构；多个燃料组件，设置在堆芯下格栅板上方，多个燃料组件分别与多个容纳槽一一对齐设置；连接部，设置在燃料组件的下端，连接部适用于插入容纳槽内，连接部包括：第一段，与燃料组件连接，第一段与容纳槽上部空间尺寸相适配；第二段，与第一段的底部连接，第二段与容纳槽下部空间尺寸相适配；其中，多个容纳槽中至少部分尺寸不相同以防止燃料组件错插到非对应的容纳槽内。

本发明公开了一种切片式液态重金属自然循环装置，涉及循环装置技术领域，包括液箱、折流机构、限位机构和密封盖板，所述密封盖板固定安装在液箱的上端口，所述折流机构设置在密封盖板上，所述限位机构设置在液箱上，所述折流机构包括第一折流板和第一内螺纹孔。本发明通过工作人员转动转把带动螺纹杆进行转动，由于第一折流板与螺纹杆之间为螺纹连接，当螺纹杆转动时可带动第一折流板沿着导杆进行移动，工作人员可根据实际情况调节第一折流板在液箱中的上下位置，从而达到对液态重金属流场调节的目的，避免了现有的循环装置内部折流板位置固定，导致流场不方便进行变化调节的问题出现，提高了液态重金属自然循环装置的实用性。

本发明涉及核能供热堆布置技术领域，具体公开了一种双堆共用反应堆厂房的核能供热堆布置方法，同两个一体化反应堆本体及包容其的安全壳容纳于同一个反应堆厂房内，除专设安全设施及与反应堆运行直接相关的辅助系统单堆配置以外，其余安全相关及放射性包容的系统尽量共用，从而减少抗震I类反应堆厂房的占地面积和体容量，提高经济性；在保障安全性、可运行性、施工可行性的基本前提下，将反应堆冷却剂系统和专设安全设施布置大大简化，双堆共用装换料系统和部分辅助、三废和支持系统，相比传统堆型，大大减少了抗震I类核岛厂房的占地面积和体容量，降低了建造成本，具有优越的经济性能。

本发明公开了一种反应堆主泵接管焊缝检查装置，包括主框架、水下行走组件、扫查组件、探测探头和总控系统，水下行走组件固定设置在所述主框架上并驱动所述主框架移动；扫查组件具有第一端和第二端，所述扫查组件的第一端与所述主框架固定连接；检测探头固定设置在所述扫查组件的第二端；总控系统设置在反应堆外部，且与所述检测探头通信连接；工作时，所述检测探头深入至所述主泵接管内；本发明将检测探头通过扫查组件安装在主框架上，并通过水下行走组件控制器在水下进行移动，然后将其置于反应堆的压力容器内，通过深入主泵接管内部的检测探头实现对焊缝的检查。

本发明公开了一种光阱中微粒捕获装置。微粒箱、振荡器、电动平移台、光阱和微粒均位于真空腔内，微粒箱安装在振荡器上，振荡器安装在电动平移台上，微粒箱下端出口的下方设有光阱，微粒箱内部有多个微粒；微粒箱包括箱体和箱盖，箱盖密封于箱体上部，箱体内部开设有漏斗形的微粒腔，微粒腔内有多个微粒，微粒腔下部中心开设有微孔作为出口。本发明直接将微粒投送到光阱的有效捕获区域，提高光阱捕获效率，微粒腔可装载足够多的微粒，确保试验过程不会因为没有微粒而中断，并可控制一次投放微粒的数量，避免光阱捕获多个微粒的情况，解决了杂质微粒污染光阱系统的问题。

本发明涉及一种直线加速器重离子微孔膜辐照装置，包括直线加速器装置、束流散射装置、真空差分装置和重离子微孔膜真空辐照终端；直线加速器装置，被配置为产生重离子束流；束流散射装置，被配置为使重离子束流在束流管道传输中扩散及空间分布均匀；真空差分装置，被配置为逐级降低束流管道的真空度；重离子微孔膜真空辐照终端，密封连接真空差分装置被配置为使得处于真空环境的辐照原膜在重离子束流轰击下形成重离子微孔膜。本发明可以实现重离子微孔膜的高密度辐照生产。

本发明涉及医疗技术领域，特别涉及一种中子慢化材料，包括Al元素、Mg元素、F元素、O元素以及Li元素，其中，以重量百分含量计，30.9％≦Al≦38.6％、27.4％≦Mg≦34.3％、5.4％≦F≦39.1％、1.8％≦O≦20.6％，0.8％≦Li≦1％。本发明包括Al、Mg、F、O、Li元素的中子慢化材料能使中子束符合IAEA要求品质。

本发明公开了一种地下核电站汽轮机乏汽空冷系统，涉及核电技术。它包括蒸汽发生器、汽轮机、旋风式冷却塔、凝水箱和凝汽散热器，蒸汽发生器通过主蒸汽管线依次与汽轮机和凝汽散热器连接；凝水箱通过主给水管线与蒸汽发生器底部连接；凝汽散热器与凝水箱顶部连接，且沿着旋风式冷却塔高度方向布置。本发明通过旋风式冷却塔的冷却冷凝作用将汽轮机排汽空冷成液态水，并通过冷凝水重力回流至蒸汽发生器内，实现了汽轮机乏汽的非能动空冷和地下核电站二次侧非能动冷却功能。本发明还涉及这种地下核电站汽轮机乏汽空冷系统的使用方法。

本发明公开了一种一体化反应堆压力容器超声波相控阵检查系统，包括内壁检查系统和外壁检查系统，内壁检查系统固定在所述压力容器的入口处，且所述内壁检查系统设置在所述压力容器内部；外壁检查系统固定在所述压力容器的侧壁外侧面；本发明能够在堆芯段筒体与底封头焊缝外部被钢屏蔽层所遮挡处，在压力容器内部通过内壁检查系统在压力容器内部对焊缝进行超声波检测，在支撑段筒体与筒体法兰焊缝内部被蒸汽发生器遮挡处，在压力容器外部通过外壁检查系统从外壁对该焊缝进行检查，从而实现了对一体化反应堆压力容器的检查。

本发明公开了适用于磁阻马达型控制棒驱动机构耐压壳部件的拆卸工具，包括传动杆、定位杆固定盘、传动套筒、定位筒和拧紧螺纹套筒；传动套筒一端与传动杆连接，另一端与拧紧螺纹套筒连接，传动杆穿设在定位杆固定盘上，所述传动杆上在定位杆固定盘的上方和下方分别滑动设置有第一限位块和第二限位块；所述定位杆固定盘上设置有多个定位键连接杆，多个定位键连接杆设置在传动套筒外侧，所述定位键连接杆的自由端与定位筒连接，所述定位筒设置在传动套筒外侧，所述定位筒的内壁或下端设置有多个与耐压壳部件上的拆卸工具槽相配合的定位键。本发明所述拆卸工具能够适用于狭窄的放射性场所中，能够快速拆除耐压壳部件，减少辐射。

提供一种用于空间核反应堆的耐辐照红外辐射涂层，所述涂层的化学成分按质量百分比包括：CrO 54‑60wt％，NiO 24‑29wt％，SiO 2‑3wt％，TiO 4‑5wt％，LaO 5‑6wt％和SiC 1‑3wt％，各成分质量百分比之和为100％。还提供一种用于空间核反应堆的耐辐照红外辐射涂层的制备方法，包括以下步骤：将原料粉末按比例混合后进行焙烧，然后采用等离子喷涂工艺进行涂层制备，其中，所述原料粉末包括按下述质量百分比配料的粉末：CrO 54‑60wt％，NiO 24‑29wt％，SiO 2‑3wt％，TiO 4‑5wt％，LaO 5‑6wt％和SiC 1‑3wt％，各成分质量百分比之和为100％。还提供一种包括涂层的制品，包括：基体；如上所述的耐辐照红外辐射涂层；以及粘结底层，其中，所述粘结底层设置于所述基体与所述涂层之间。本发明的耐辐照红外辐射涂层在强γ和中子环境下具有良好的耐辐照性能。

本发明涉及一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，对于燃料组件总数不变的压水堆堆芯，原本采用固定新燃料组件数为N组的换料策略，根据目标循环长度的延长或缩短需求，相应调整下一轮循环的新燃料组件数为N+4n或N－4n；其中，n为1或2。本发明所述新型压水堆堆芯燃料管理方法，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题，例如可以将原来固定的换料周期18个月调整为17～19个月，甚至16～20个月，而且不影响技术规格书中各项定期试验的执行。

本发明公开了一种中子源锂靶及其制备方法和车载加速器，中子源锂靶包括衬底和设置于衬底上的锂靶，锂靶包括锂样品和包覆于锂样品表面的金属膜，金属膜采用金膜、铂膜、银膜或者钯膜。本发明中金属将锂样品包覆后，这将极大防止锂样品被反应性气体腐蚀而变质，稳定性好，能够延长锂靶的使用寿命。这样在将锂靶设置于衬底上时不用担心锂样品的腐蚀问题，极大地降低了锂样品与衬底的装配难度，并且能够有效的避免如现有技术中锂样品与衬底装配时锂样品极易氧化的问题。金、铂、银或者钯薄膜在质子轰击锂靶下对中子产额和能谱分布的影响很低，保证了本发明中子源锂靶的使用性能。

本发明的目的在于提供一种内置型稳压器中抑制水跃或晃荡现象的装置，包括容器本体壁面、自适应异构隔板、上层固定隔板、下层固定隔板、阻尼装置及固定件，阻尼装置及固定件连接上层固定隔板、自适应异构隔板和下层固定隔板，上层固定隔板位于自适应异构隔板上端，下层固定隔板位于自适应异构隔板下端，上层固定隔板、自适应异构隔板和下层固定隔板通过阻尼装置及固定件固定在本体壁面内圈。本发明吸收水跃波能量，降低了波浪反射系数，使能量被柔性吸收而不是反射，且实现自适应液位，抑制装置能够在水装量变化的情况下实现对水跃的吸收作用，且降低了水跃能量传递到稳压器本体的比率。

本发明提供一种放射性浆液倒空系统及方法，存放放射性浆液的存放贮槽位于一放化厂房内，该系统包括：潜液泵、倒空贮槽和屏蔽塞；所述倒空贮槽设于与放化厂房相邻的暂存厂房内，所述放化厂房的楼板上开设有检修孔，所述存放贮槽的倒空口延伸至检修孔内，所述屏蔽塞位于检修孔内，用于打开或关闭所述存放贮槽的倒空口，所述潜液泵位于存放贮槽中，其上连接有倒空管和电缆，所述倒空管依次穿过屏蔽塞、放化厂房的楼板，以及放化厂房和暂存厂房之间的隔墙后与倒空贮槽相连通；所述电缆先后穿过屏蔽塞和放化厂房的楼板后与供电设备电连接。本发明能够实现放射性浆液贮槽在事故以及退役等情况下的快速倒空，且满足中放废物操作要求。

本申请实施例提供一种装源组件及装源系统，装源组件包括：第一连接件、第一紧固件、第二连接件、第二紧固件及第三紧固件；第一连接件和第二连接件上设置有与装源口对应的通孔；第一连接件的第一端面与第二连接件的第一端面形状适配，第一连接件的第二端面与聚焦头的装源口形状适配；第二连接件的第二端面与导源罐的出源口形状适配；第一连接件通过第一紧固件固定于聚焦头的装源口端面上；第二连接件通过第二紧固件固定于导源罐的出源口；第一连接件和第二连接件通过第三紧固件固定连接。

本申请提供一种屏蔽铅门，该屏蔽铅门包括壳体和屏蔽块，壳体形成容纳屏蔽块的容纳腔，壳体上设置有从壳体的顶部到底部的通道，通道具有设置在壳体顶部的第一开口以及设置在壳体底部的第二开口，屏蔽块能够相对于所述壳体移动，以封闭通道或者开启通道；本申请实施例提供的屏蔽铅门，结构简单，操作方便，安全性高。

本发明公开了一种防散射栅格及其制备方法，方法包括：根据每片栅格膜片与发射源的距离，计算每片栅格膜片上多个孔洞的孔间距及每个孔洞的孔径；根据每片栅格膜片上多个孔洞的孔间距及每个孔洞的孔径，确定每片栅格膜片上掩膜层的结构；根据确定的掩膜层的结构，在每片栅格膜片上镀设掩膜层；利用刻蚀方法刻蚀每片镀设掩膜层的栅格膜片；将每片刻蚀后的栅格膜片按照其与发射源的距离依次进行定位粘合，得到防散射栅格。本发明利用等离子刻蚀方法加工栅格膜片，通过增材制造方法在栅格膜片上制备具有特殊结构的掩膜层，克服了大幅面等离子刻蚀过程中刻蚀不均匀的问题，同时还避免了激光加工或机械加工带来的系统复杂度和加工误差叠加等问题。

本发明公开了一种基于一体式换热器的小型氟盐堆非能动余排系统，包括堆芯、热池、冷池、冷热池隔板、3台并联的主热‑余热一体式换热器、空冷器及余排回路管道。本发明采用主热‑余热一体式换热器导出热量，余排回路和二回路共同在一体式换热器紧凑空间内与一回路工质换热，有助于减小换热器体积及反应堆小型化。余排回路采用比热大、导热能力强、沸点高且熔点低的镓为冷却剂，有较好的换热特性且可在正常运行和事故工况下保持液态。余排管道采用金属材料钛，具有强抗腐蚀性，其耐磨蚀特性适用于小型氟盐堆建设的西部风沙严重地区；钛的比强度高，可加工成利于散热的小热阻薄壁管道。本发明为小型氟盐堆提供了紧凑安全高效的非能动余排系统方案。

本发明涉及一种用于压水堆核电站放射性废金属熔炼复用前的整备方法。采用本发明所提供整备方法，包含了分类收集、解体整形、辐射水平筛选和申请熔炼复用步骤，指导和规范压水堆核电站放射性废金属熔炼复用前的整备工作，具有简洁、实用、可操作性强的特点。采用本发明提供的整备方法，使包含结构复杂、辐射水平较低的废金属在内的大多数放射性金属废物都能够满足熔炼复用前的接收标准，符合人工放射性废金属熔炼复用要求，并通过熔炼实现核电站低放废金属循环再利用，缓解了放射性废物管理的压力。同时，本发明为核电运营单位节省了巨额处理处置费用，还能够节约大量放射性废物处理处置空间，达到经济、社会和环境的多重收益。

本申请提供一种核电站余热排出系统，包括蒸汽发生器和冷却装置，其中：在所述冷却装置的冷却单元中设置换热器；所述蒸汽发生器的输出端与所述换热器的输入端连接，所述换热器的输出端与所述蒸汽发生器的输入端连接；所述冷却装置设置有空气入口和空气出口，所述冷却单元在一端连通所述空气入口，所述冷却单元在一端连通所述空气出口。通过在冷却装置中将蒸汽发生器产生的水蒸气进行冷却，冷却后产生的冷凝水再传输给蒸汽发生器。本申请可以减少资源浪费。

本发明涉及核电站稳压系统技术领域，具体公开了一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法，包括中间热交换器、循环泵、高压氮气罐、稳压器、第一电动隔离阀和第二电动隔离阀；所述中间热交换器与稳压器氮气出口相连，用于在氮气进入系统前进行充分升温，中间热交换器的管侧用于流出高压高温氮气，中间热交换器的壳侧用于流入高压低温氮气；所述循环泵通过管线与中间热交换器相连；两组电动隔离阀与高压氮气罐组成稳压器旁路。本发明与传统核电站的稳压系统不同，采用氮气进行稳压，同时增设了中间热交换器、循环泵和高压氮气罐，取代了传统蒸汽稳压中的电加热器和喷雾系统，结构简单，维护方便。

本发明公开了一种超声分子束加料强束流聚束装置。所述的聚束装置采用同心环预送气结构，提高背景真空度，使得超声分子束在注入时，受到背景气体作用，从而降低真空中的扩散角，提高聚束性能。包括同心环预送气阀门，延时器，真空段，分子束脉冲控制器，分子束送气阀门以及分子泵。通过流体力学方式对其进行发散角压缩，达到聚束的作用，同时不剥离超声分子束本身的束流粒子，使其保持在具有大量粒子数的强束流状态。该装置通过合理控制延时时间和背景气体扩散量，能够达到良好的聚束效果，同时通过合理控制延时时间，能够在超声分子束束流注入后，分子泵抽离背景气体，保持加料系统真空度。

本发明公开了一种无机辐射防护材料及其制备方法与应用,涉及防辐射材料技术领域。该无机辐射防护材料为经稀土元素改性后的膨润土材料，首先将稀土化合物粉末溶于水，加热数小时，自然冷却得到分散均匀的稀土溶液；然后将稀土溶液加入到分散均匀的高纯钠基膨润土悬浮液中，持续搅拌数小时后，静置、离心清洗数次。最后将离心清洗出的固体，干燥研磨得到稀土改性辐射防护材料。由本发明提供的新型无机辐射防护材料及其制备方法，制备出对中子以及γ射线都有良好的核辐射屏蔽性能、实用、轻便、环保的新型无机辐射防护材料。

本发明属于核反应堆热中子检测技术领域，尤其涉及锗材料在检测反应堆热中子平均通量密度中的应用、反应堆热中子平均通量密度的检测方法。本发明提供锗材料在检测反应堆热中子平均通量密度中的应用。锗材料受到热中子辐照后，锗材料中的核素转变为其同位素以所述核素作为目标靶核，发生放射性衰变时产生的X射线的能量为9.2keV和10.3keV，具有适宜的射线能量范围，对人体及周围环境危害小，危险系数低；且核素的半衰期为11.42天，无需长时间保存处理，从而本发明提供的锗材料很好的解决了现有技术传统方法遗留的靶核放射性衰变周期长且靶核特征射线能量高的问题。

本发明公开了一种放射性废物分拣压缩装置，包括分拣组件、不可压缩废物装载组件和压缩组件，分拣组件具有进料口、可压缩废物出料口和不可压缩废物出料口；不可压缩废物装载组件具有进料口，所述不可压缩废物装载组件的进料口与所述分拣组件的不可压缩废物出料口连通；压缩组件具有进料口和出料口，所述压缩组件的进料口与所述分拣组件的可压缩废物出料口连通；本发明通过在分拣组件对不可压缩废物和可压缩废物进行分拣，并将不可压缩废物移动至不可压缩废物装载组件进行转运，将可压缩废物移动至压缩组件内进行压缩后再转运；通过直接采用袋装废物包的形式装载放射性废物，减少了工作环节，减少了设备的使用，省时省力并降低其故障率。

本发明公开一种核废料的下料装置及包含该核废料的下料装置的核废料处理系统。所述下料装置包括搅拌器、下料罩，下料罩包括防护板、压板、卡板单元，所述压板设置在所述搅拌器的下方，固化桶用于装载核废料，压板上开设有第一开口，所述第一开口处于所述搅拌器的排料口的正下方，防护板设置在压板上方，用于固定所述压板，防护板上开设有与第一开口对应的第二开口，卡板单元固定安装在防护板的周边，其包括卡板、卡座以及转轴组件，卡板活动设于卡座的收纳槽内，用于在转出收纳槽时支撑压板，转轴组件用于控制卡板转出或收回收纳槽。本发明中的压板搭接在卡板单元上的卡板上，随着卡板的转出与收回收纳槽，所述压板可以灵活快速地更换。

本发明公开一种离子净化器及用于该离子净化器的吊装工具、乏燃料贮存系统、放射性池水的净化方法。该离子净化器包括筒体、净化组件、泵体，所述净化组件设于所述筒体内，所述净化组件包括第一净化吊篮与第二净化吊篮，第一净化吊篮设置第二净化吊篮的上方，第一净化吊篮包括第一离子交换层、第一密封板与第二密封板，所述第二净化吊篮包括第二离子交换层、第三密封板与第四密封板，第一密封板与第二密封板分别用于密封第一离子交换层的上端与下端，第三密封板与第四密封板用于密封第二离子交换层的上端与下端，该密封形式可以有效地控制放射性池水分别穿过第一离子交换层以及第二离子交换层，提高了该离子净化器的净化效率。

本申请实施例提供一种控制棒驱动机构、对接分离装置及操作方法，涉及核能技术领域，能够解决控制棒驱动机构不便于进行运输、安装和调试等工作的问题。本申请实施例提供的控制棒驱动机构包括箱体组件、驱动电机和驱动杆组件。其中，箱体组件设置于核反应堆的支撑筒内，箱体组件包括可拆卸连接的上箱体和下箱体，上箱体与支撑筒可拆卸连接；驱动电机与上箱体固定连接；驱动杆组件设置于箱体组件内，驱动杆组件包括可拆卸连接的上驱动杆组件和下驱动杆组件，上驱动杆组件的上端与驱动电机的输出端传动连接，下驱动杆组件的下端用于与核反应堆中的控制棒连接。本申请实施例提供的控制棒驱动机构用于驱动核反应堆的控制棒。

一种聚变反应器具有维持深真空的真空室。第一离子束及第二离子束在活性空间内依次沿着第一路径及第二路径定向。在每一个别离子束的每一路径内的点，每一离子束具有每一离子束内的离子的基本均匀能量及具有每一离子束内的离子的基本均匀速度矢量。所述第一离子束及所述第二离子束在所述活性空间中的反应区内实质相互正面碰撞，而所述第一离子束的离子的能量与所述第二离子束的离子的能量的比等于各自的离子质量的反比。所述第一离子束及所述第二离子束的散射离子的能量被回收，而且冷离子从所述活性空间排空。