核物理、核工程

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。

本申请提出了一种核反应堆控制棒的控制棒价值及不确定性计算方法、电子设备和计算机可读存储介质，该方法包括：基于少群宏观截面和少群宏观截面对应的少群截面协方差矩阵，确定多组宏观截面样本；当控制棒多次移动时，对于每次移动，基于多组宏观截面样本的未扰动参数信息，通过高阶微扰方式获取控制棒在多组宏观截面样本与当前高度下的控制棒微分价值；对于每次移动，基于控制棒微分价值，确定当前高度对应的当前不确定性；基于每次移动对应的控制棒微分价值和当前不确定性，确定控制棒积分价值和相对不确定性。本方案将高阶微扰与抽样方式相结合来计算控制棒价值及其不确定性，可以获得更为准确可靠的计算结果。

本发明公开了一种分区布置的石墨基弥散燃料热管堆堆芯结构，低富集铀燃料区中心设有适配紧急停堆棒插入的导向孔，低富集铀燃料区外侧依次包覆高富集铀燃料区、中间富集铀燃料区、中子反射层、内壳体、屏蔽层和外壳体；三个铀燃料区都均布有多个适配插入热管的热管导向孔；中子反射层内均布有多个适配反应性控制转鼓在其内可转动的圆形转动孔，反应性控制转鼓整个侧壁上沿其圆周设有弧长120度且横截面呈月牙形的中子吸收材料层，与反应性控制转鼓的横截面共同组成圆形；可有效地展平堆芯功率，显著提高核反应堆运行的可靠性和系统经济性；且全固态堆芯更利于运输，拓展了应用范围；既能用于发电，也能提供高温工艺热，具有多用途特性。

本发明涉及一种快堆核电厂事故处理系统及其设计方法，包括：(1)根据快堆设计特征分析和事故特性分析结果，确定基于事件导向的处理方法与基于征兆导向的处理方法相结合的事故处理架构；(2)对基于事件导向的事故处理系统进行设计，包括确定事故工况清单、事故诊断策略和事故处理策略；(3)对基于征兆导向的事故监督系统进行设计，包括确定监督功能、监督征兆和监督策略；(4)基于事件导向的事故处理系统与基于征兆导向的事故监督系统并行执行，通过事故处理系统进行事故诊断和应对，通过事故监督系统进行纠偏和补充操作，从而确保事故得到有效缓解。本发明设计流程完整清晰、可行性高，实现了快堆核电厂事故处理的最优化。

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种分体式堵头传输装置。本发明分体式堵头传输装置中，气动胀爪与堵头夹连接，堵头夹的抓持部正对输送管的一端；输送管一端与活塞之间容纳多个堵头；气泵向输送管内吹气的情况下，驱动活塞推动多个堵头朝向输气管的一端运动，最先探出输气管一端的堵头进入抓持部后被抓持部抓持；驱动装置能够驱动抓持部移动与输送管一端开口相错开，使得抓持部抓持的堵头能够被堵管设备取走。这样，本公开既可以保证装填过程中堵管设备无需移出SG一次侧简化了堵管工作流程，还能提高堵管设备在空间受限条件下的可达性。由此有效提高了堵管操作的工作效率，降低人员受照剂量。

本发明公开了一种中子发生器，该中子发生器包括壳体、设置在壳体内的离子源以及设置在壳体内的靶组件，靶组件与离子源相对应地设置，离子源通过第一隔板固定在壳体的内壁上，离子源包括第一阴极、第二阴极以及设置在第一阴极和第二阴极之间的阳极，阳极包括至少两个阳极筒，第一阴极和第二阴极分别包括与至少两个阳极筒相对应的至少两个阴极子。通过提供具有包括至少两个阴极子的第一阴极和第二阴极以及相应地包括至少两个阳极筒的阳极的多离子源结构，以使在阴极和阳极之间电离的离子能够以多束的形式引出，增大束流的引出面积，由此降低了单位面积靶膜上的溅射速率，延长靶组件的使用寿命。

本申请涉及一种燃料组件的截面确定方法、装置、设备、介质和程序产品。通过预设的燃耗值与修正因子之间的函数关系，获取目标燃耗对应的预测修正因子，目标燃耗表示目标核反应堆的燃料组件中的控制棒在任一时刻产生的燃耗，根据预测修正因子、燃料组件的原始截面值和燃料组件的参考截面值，确定控制棒产生目标燃耗时燃料组件的截面预测值，原始截面值表示燃料组件中未插入控制棒时的截面值，参考截面值表示燃料组件中插入控制棒且控制棒没有发生燃耗时的截面值。该方法能够根据控制棒的吸收体在燃料组件内的燃耗变化，准确地确定燃料组件的宏观截面。

本发明具体涉及一种压力容器用多工位库位存储结构，包括压力容器(1)、多工位存储库位(2)、库位位置检测模块(3)和库位内部状态检测模块(4)；所述多工位存储库位(2)安装在压力容器(1)内部；所述库位内部状态检测模块(4)安装在多工位存储库位(2)上；所述库位位置检测模块(3)安装在压力容器(1)外部，多工位存储库位(2)的工作位置上方；所述多工位存储库位(2)旋转到工作位置时，触发库位位置检测模块(3)的开关信号；所述库位内部状态检测模块(4)检测多工位存储库位(2)内部有无存放工具。本发明的压力容器用多工位库位存储结构，实现自动化抓取、存放和快换工具。

本发明提供了一种全面型可调的辐射防护装置，涉及防护设备技术领域，包括：主体，所述主体的底部边缘夹角的位置安装有万向轮，且主体的顶部两侧开设有开孔，并且主体的底部滑动安装有载板，且主体的侧面安装有翻转机构；所述翻转机构内的挡板底部通过转轴安装在载板的顶部；所述上层防护组件安装在主体的底部，且上层防护组件内的推板安装在载板的边缘位置。载板的位置较低，便于把设备快速的放置在载板上，载板底部的万向轮，使载板带动设备处于主体的内部，使主体对含辐射的设备进行防护，提高对设备的搬运效率，解决了现有的防护装置使用时，往往通过防护装置的顶部把含辐射的设备放置在内部，操作起来比较繁琐的问题。

阀控制器或阀组件的一部分的辐射屏蔽覆盖物。辐射屏蔽覆盖物包括包含基材和被注入到基材内的第二材料的层。基材具有第一密度并且第二材料具有高于第一密度的第二密度，从而增加层的密度。该层适于设置在阀控制器或阀组件的壳体的表面上方，使得该层阻止辐射到达设置在壳体内的部件。

本发明公开了激光聚变反应堆超临界二氧化碳循环系统及其设计方法，用以建立适用于激光聚变反应堆一回路多热源大温差情况下的高效动力循环系统；循环系统包括连接不同温度范围热源的换热器、透平、回热器、压缩机和冷却装置；高温换热器和低温换热器分别布置，用以导出激光聚变反应堆内高温锂铅合金回路和低温超临界二氧化碳回路的热量；所述设计方法首先基于热力学系统参数和循环系统具体构型，建立多级热力学模型；之后结合各装置的热力学方程进行计算，得到循环系统热效率和各设备热力学参数；最后采用粒子群算法进行优化。本发明提供适用于激光聚变反应堆一回路大温差情况的两种循环系统和实现系统循环热效率最优的设计方法。

本发明属于燃料组件特种维修领域，具体涉及一种燃料组件修复的装置及方法。包括如下步骤：步骤1：调试升降机；步骤2：设备安装；步骤3：燃料组件视频检查；步骤4：燃料组件放入新燃料升降机；步骤5：锁定管拆除；步骤6：上管座移除；步骤7：破损棒取出；步骤8：替换棒插入；步骤9：回装上管座；步骤10：回装锁定管。其有益效果在于：应用本发明能安全、可靠地实现对AP1000破损燃料单棒的更换，能保证人员、燃料组件和设备的安全；该发明可实现燃料修复过程中重要参数观察及记录，保证操作安全的要求；该发明对人员技能要求不高，主要依靠设备的可靠性实施相应的操作工作，可在一定程度上减少人因失误风险。

本发明涉及一种用于中子源的靶系统，属于中子物理及中子源技术领域，包括辐射转化靶、靶冷却单元以及换靶单元，辐射转化靶的靶体由多个靶片堆叠而成，相邻靶片之间形成供冷却液流通的靶片间隙，靶冷却单元的内部设有冷却液流通通道，所述辐射转化靶位于所述冷却液流通通道内部，换靶单元将冷却液流通通道内的辐射转化靶移动至定位台上，所述定位台的两侧分别设有装靶组件以及卸靶组件，所述卸靶组件用于拆卸更换前的辐射转化靶，所述装靶组件用于安装更换后的辐射转化靶，本发明既能对辐射转化靶进行有效散热，提高辐射转化靶的束流耐受能力，又能实现远程自动化更换辐射转化靶，避免操作人员近距离接触而受到辐射损伤。

本发明公开了一种具备反应性补偿功能的快堆组件，其包括金属外套管、位于金属外套管内的反应性补偿区域、位于金属外套管外的燃料棒区域；反应性补偿区域内设有慢化剂结构和可燃毒物结构；燃料棒区域内设有沿金属外套管径向方向由内至外依次设置的多层燃料棒层。本发明提供的快堆组件中，通过慢化剂结构和可燃毒物结构联合布置，确保可燃毒物材料足够的中子吸收能力，实现剩余反应性的有效吸收；采用该具备反应性补偿功能的快堆组件为基本单元构建具备反应性补偿功能的小堆堆芯，有效减少控制棒组件数量，取消了堆芯内部的控制棒组件，实现了反应性有效补偿，同时提升了堆芯安全性。

本发明提供一种乏燃料核素预分离方法，包括以下步骤：S1、向燃料元件的中心引入1200～1600℃温度，同时向燃料元件的外表面引入冷却介质，以引入温差加热燃料元件；S2、将冷却后的乏燃料浸润于离子液体中，以选择性溶解裂变产物及超铀元素，使裂变产物及超铀元素从乏燃料中预分离。该方法主要是通过人为在金属燃料种引入很大的温度梯度，给予气泡很强的迁移驱动力，使其携带固体裂变产物及次锕系元素迁移到燃料内部及外部的表面上，并进一步通过离子液体选择性溶解的方法，将固体裂变产物和超铀元素溶解，从而达到依靠物理方法预先分离部分裂变产物和超铀元素的效果，解决了传统的后处理技术存在的均匀化给核素分离造成障碍的问题。

本发明涉及核电技术领域，公开了一种高温气冷堆热电联产系统及方法。所述高温气冷堆热电联产系统包括：依次连接的高温气冷堆单元、蒸汽换热单元、发电单元和凝汽单元。所述高温气冷堆热电联产方法将产生的低压蒸汽全部或部分外供。本发明将高温气冷堆的常规岛进行改造，设置亚临界参数的再热热电联产系统，提高供热效率，保障气冷堆运行和供热的安全性。本发明扩大了高温气冷堆的可利用范围，实现热电联供，可以对化石能源发电起到替代作用。

本申请涉及一种核电厂反应堆的系统检测方法、装置、设备和存储介质。该方法包括：获取对待检测系统进行测试的原始样本数据，其中，待检测系统为核电厂反应堆的系统；确定原始样本数据对应的信号传输偏差，并根据信号传输偏差，对原始样本数据进行修正，得到修正样本数据；将修正样本数据传输至信号源端，以使信号源端将修正样本数据转换为检测信号后发送至待检测系统进行系统检测。采用该方法能够提高核电厂反应堆的系统检测的准确性。

本发明提供一种利用光镊控制玻璃态胶体系统中微粒运动的方法，涉及玻璃态技术领域。一种利用光镊控制玻璃态胶体系统中微粒运动的方法，包括以下步骤：采用聚甲基丙烯酸甲酯颗粒制备胶体悬浮液，然后将胶体悬浮液制作成胶体系统；采用激光束照射到胶体系统中的胶体粒子上，且让激光束的焦平面略高于胶体粒子中心，使用共聚焦显微镜系统对胶体粒子进行图像记录，通过数据处理软件对共聚焦显微镜系统的图像数据进行图像识别。本发明的方法可以将胶体玻璃中的微粒移走，并且对于胶体玻璃结构的影响很小，为进一步研究玻璃态奠定基础。同时在微粒移走的过程中使用红外波段的激光，在操作过程中不会影响观察，可以持续使用显微观测系统进行观测。

本申请涉及一种堆芯功率分布测量不确定性的分析方法、装置、设备、存储介质和产品。包括：基于堆芯的实际运行状态构建模拟运行状态，确定堆芯在模拟运行状态的状态参数，并获取堆芯的群常数；基于材料计算子程序和状态参数进行计算，得到堆芯中各燃料棒的材料成分；基于功率计算子程序和各燃料棒的材料成分进行计算，得到堆芯的真实功率分布，并获取堆芯的探测器反应强度；基于状态参数和群常数，确定堆芯在模拟运行状态时的功率参数，并基于功率参数和探测器反应强度进行通量图模拟，得到堆芯的模拟功率分布；基于真实功率分布与模拟功率分布的差值，确定堆芯功率分布的测量不确定性。本方法可提高堆芯功率分布测量不确定性的准确率和获取速度。

本发明提供了一种含可燃毒物的中空放射性包容燃料、制备方法及用途，包括：中空燃料区和包覆在所述燃料区外围的无燃料保护层；所述中空燃料区包括基体和分布于所述基体中的燃料元件和可燃毒物；所述燃料元件为各向同性包覆燃料颗粒，所述可燃毒物为各向同性包覆可燃毒物颗粒。本发明能实现高紧凑、高安全性的反应堆燃料放射性包容，在事故下保证放射性产物，尤其是裂变气体不释放到环境中，为微型核电源堆芯长周期稳定提供裂变场所，并将放射性裂变产物有效约束在燃料内部，为反应堆安全稳定运行提供保障。

本发明公开的导流单列平台包括平台组件，平台组件设置有移动平台和元件流道，移动平台用于供多个待装元件滚动，元件流道的横截面积大于待装元件的最大横截面积，且小于待装元件最大横截面积的两倍，以使待装元件在元件流道内仅能呈单列化排列。移动平台和元件流道连通，且移动平台向元件流道的方向倾斜，以使位于移动平台的待装元件自动向元件流道滚动；沿待装元件的滚动方向，元件流道向下游方向倾斜，以使元件流道内的待装元件能自动向下游设备滚动。在重力的作用下，当待装元件进入移动平台后，逐渐向元件流道内滚动，并呈单列化排列，方便了后续对待装元件的计数和上料作业。

本发明公开了一种双盖密封装置，其上盖和下盖分别设置在上盖法兰和下盖法兰中，下盖上连接有工艺设备部件，上盖包括能够上下运动的锁盖，上盖和下盖内均设有锁紧机构，上盖的锁紧机构能够在锁盖向上运动时锁紧上盖和下盖并松开上盖和上盖法兰，以及，在锁盖向下复位时松开上盖和下盖并锁紧上盖和上盖法兰；下盖的锁紧机构能够在上盖接触下盖时松开下盖和下盖法兰，以及，在上盖离开下盖时复位锁紧下盖和下盖法兰。本发明的双盖密封装置能实现其与待检修部件的直接连接，无需配备额外设备。本发明还提供一种双盖密封装置的启闭方法。

本发明的实施例公开了一种向反应堆辐照罐内充装液态金属的方法。该方法包括：步骤S10，根据辐照罐的尺寸参数，确定辐照罐的预热温度和预热时间；步骤S20，根据确定的预热温度和预热时间，预热辐照罐；步骤S30，预热完成后，将液态金属充装至辐照罐内；步骤S40，冷却辐照罐，当辐照罐冷却后，密封辐照罐。本发明实施例中的充装方法，可以向辐照罐等金属容器内顺利充装液态金属，在容器较小或充装口较小时，能够避免液态金属的充装过程中出现滞留现象，极大地降低了充装液态金属的难度。

本发明的目的是为提供一种用于X射线成像设备的屏蔽X射线散射辐射的改进栅。为此，提供了一种防止X射线散射辐射的屏蔽栅(1)，包括‑具有第一侧(5)和与第一侧(5)相反的第二侧(7)的板(3)，其中板(3)‑具有一系列朝板(3)的第二侧(7)开放的凹槽(15)，并且其中‑板(3)包括朝第一侧(5)开放的沟槽(11)的栅(9)，其中‑沟槽(11)填充有X射线吸收材料(13)，并且其中‑从一侧(5、7)看，沟槽(11)在凹槽(15)之间延伸并与凹槽(15)有一定距离，使得壁(19)保留在凹槽和沟槽(11)之间。

本发明公开了一种可以生产氚的气冷堆，以及其与聚变堆的联合系统；其中气冷堆包括沿气冷堆径向由内到外设置的堆芯、核燃料密封隔离层以及反应堆压力容器，还包括产氚模块系统，产氚模块系统位于堆芯的外围，且位于核燃料密封隔离层和反应堆压力容器之间，产氚模块系统包括氚增殖材料，氚增殖材料与堆芯产生的中子作用产生氚元素。可以解决气冷堆高堆芯中子泄漏对反应堆部件及外部人员和设备的辐照危害，并可减小气冷堆反射层、慢化层以及外部屏蔽体厚度。气冷堆与聚变堆的联合系统中，气冷堆可向聚变堆提供氚和/或氦‑3燃料，以解决聚变堆的氚自持和燃料补充难题。

本发明公开了一种高温气冷堆用含锆包覆层石墨球及其制备方法，所述含锆包覆层石墨球从内到外依次包括石墨球基体和锆包覆层；所述锆包覆层的厚度为0.25～0.50mm。本发明通过在石墨球基体表面包覆一层锆合金，可以在不改变堆芯特性的前提下，显著减少高温气冷堆一回路的石墨粉尘量，提升高温气冷堆的运行安全性，同时提高高温气冷堆的经济性和可靠性。且本发明高温气冷堆用含锆包覆层石墨球的制备方法工艺简单，易操作。

本发明提供一种调制器射线屏蔽装置，用于收纳调制器。调制器射线屏蔽装置包括：下屏蔽体模块；逐个叠合的至少二个中屏蔽体模块，中屏蔽体模块包括屏蔽框架及屏蔽管，中屏蔽体模块与下屏蔽体模块的结合部位相互嵌接。上屏蔽体模块；下屏蔽体模块、中屏蔽体模块及上屏蔽体模块的壁体内均包含有阻隔射线穿透的金属隔板，且所述金属隔板在相互嵌接的部位至少部分叠合。下屏蔽体模块、多个中屏蔽体模块及上屏蔽体模块组合形成一个容纳调制器的屏蔽装置，通过内部嵌设的金属隔板全面阻隔射线透入，以保持调制器的工作及运行正常，不受射线影响。金属隔板围绕形成中空腔体结构，并在结合部位处形成迷宫式射线阻隔结构。

本发明涉及核反应堆模拟设备，一种核反应堆管道泄漏率测量实验装置，管道开设有缺口，缺口的周向边缘开设有滑道；破口模拟装置中模拟块的尾部阻尼转动的连接在缺口的周向边缘，若干个模拟块封闭所述管道的缺口，模拟块的尾部均开设有通道，所述通道的内壁开设有沿通道径向开设的驱动配合凹槽，链节驱动条的头部具有柱状的导向头，导向头的环形面上具有凹槽，所述阻挡斜块滑动安装在凹槽中，链节驱动条插装在通道中，且所述阻挡斜块能够与所述驱动配合凹槽配合。本实验装置可以模拟不同形态的管道泄漏状态，同时测量泄漏程度。

本发明属于确保核电站安全的系统，可在发生导致反应堆压力容器及其安全壳破坏的事故时使用。用于定位和冷却核反应堆堆芯熔体的系统包含一个导向装置、一个桁架控制台、一个用于接收和分配熔体的填料，位于一个外壳中，在外壳周围安装了供水阀，以及热保护器安装在法兰上，鼓安装在外壳的法兰上，以壳的形式制成，其内侧沿其周边安装有加强肋，靠在盖子和底部上，具有连接的张力元件滚筒通过与外壳法兰焊接到其上的支撑法兰，垫片在滚筒和外壳法兰之间提供调节间隙。同时，在转鼓内制造喷嘴，配备热反射器和冷却肋，其中安装供水阀，以提高对核反应堆堆芯熔体进行定位和冷却系统的可靠性。

本发明属于辐照技术领域，涉及一种定点辐照实验系统，包括悬挂输送机，悬挂输送机设有从进料窗(2)输送箱体(8)进入辐照室，经过辐照源(4)辐照后，从出料窗(7)将箱体8送出的夹爪(5)；悬挂输送机通过立柱(3)固定在辐照室内,悬挂输送机的端部设有转向装置(6)，悬挂输送的牵引链条与夹爪(5)连接带动夹爪(5)运动；转向装置(6)包括槽钢(902)，固定在槽钢(902)下方的吊梁立板(11)以及固定在吊梁立板(11)外侧的齿条(1101)，齿条(1101)与夹爪(5)中的齿轮(502)啮合。本发明通过齿条(1101)与夹爪(5)中的齿轮(502)啮合，实现了进入辐照室内箱体(8)的无动力旋转，实现了辐照源(4)对箱体周身进行辐照。

本发明提供一种核电机组动态管夹试验工装、试验装置及试验方法，工装包括：连接结构和管道模拟体，管道模拟体与动态管夹的管箍卡接且与竖向施力设备相连，连接结构包括连接板、连接盘、连接销和两块挡板，连接板可调节地安装在试验台上，两块挡板平行设置且均竖向固定于连接板上，连接销固定于两块挡板之间，连接盘上开设有第一和第二销孔，其通过第一销孔穿设于连接销上，连接盘能够从竖直状态偏转至第一和第二销孔的中心连线，与施力设备的施力方向呈设定角度，以使安装在试验台不同位置的连接结构能够和动态管夹通过第二销孔和动态管夹的固定销固连。本发明能够模拟动态管夹正常运行或在运行时因管道晃动产生偏转和摆动时的受力情况。

本发明公开了一种聚变堆包层球床氦气吹扫和粉末流态化实验装置与方法。该装置主要用于研究聚变堆固态增殖包层氦气在硅酸锂球床颗粒间的流动特性与硅酸锂粉末的流动特性，主要包括氦气吹扫系统和球床实验段，氦气吹扫系统主要用于提供一定参数范围的氦气与粉末混合吹扫气体，实验段由填满粗细锂基陶瓷颗粒的管体组成，管体上布置有测压设备，用于监测球床内氦气压降；并安装有PIV可视化测量系统，用于实时观测球床内粉末运动过程。该装置通过研究氦气速度、压力变化与粉末在球床内的流态化特性，测量球床内氦气的速度、压力分布与粉末的速度分布，修正球床内氦气压降经验公式，推导球床内氦气流动速度与粉末曳力关系式，验证固态增殖包层数值仿真结果的正确性，为中国固态实验包层模块的研发提供支持。

本发明公开一种铀钚溶液贮槽以及包括该铀钚溶液贮槽的乏燃料后处理系统，所述铀钚溶液贮槽包括筒体、中子吸收组件，中子吸收体组件包括第一中子吸收体与第二中子吸收体，所述第一中子吸收体与所述第二中子吸收体均设置筒体内部，且所述第一中子吸收体位于所述筒体的中心，所述第二中子吸收体的横截面为圆环形，所述第一中子吸收体与所述第二中子吸收体将筒体内部分隔成第一贮存区域与第二贮存区域，所述第一贮存区域位于第一中子吸收体与第二中子吸收体之间，所述第二贮存区域位于筒体内壁与第二中子吸收体之间，所述第一贮存区域和所述第二贮存区域均用于存储铀钚溶液。所述铀钚溶液贮槽能够有效地提升贮槽的有效贮存体积。

本申请实施例提供了一种同位素光源装置及其制作方法。同位素光源装置包括：透光壳体和设置于透光壳体内的发光元件。发光元件包括：至少一层放射性同位素薄膜，放射性同位素薄膜包括薄膜基质材料和形成在薄膜基质材料中的放射性同位素，放射性同位素能够向外部辐射β粒子；和多层荧光层，每个放射性同位素薄膜的相对的两侧分别设有一层荧光层，荧光层包括基体材料和形成在基体材料中的荧光元素，其中，荧光元素能够在与β粒子发生碰撞后形成光子。本申请实施例的同位素光源装置能够提高单位体积的同位素加载活度，进而有利于提高同位素光源的亮度。

本发明提出一种用于减小高温气冷堆核功率调节死区的方法、装置、计算机设备，属于核电厂控制技术领域。方法包括：判断核功率控制器输出值的绝对值是否小于控制棒驱动机构最小驱动频率；响应于核功率控制器输出值的绝对值小于控制棒驱动机构最小驱动频率时，判断功率偏差的绝对值是否大于等于设定的回差上限；响应于功率偏差的绝对值大于等于设定的回差上限时，控制棒驱动机构以设定的驱动频率驱动控制棒移动，直至功率偏差满足设定要求。本发明的方法可使功率偏差满足设定要求，并对设定的功率偏差设置有回差，可以避免控制棒驱动机构在功率设定值附近反复动作。

本发明提出了一种固态堆芯高温燃料元件，包括：外包壳和内包壳，所述外包壳和所述内包壳之间所形成的空间内用以填充环形芯块，在所述内包壳与所述外包壳所连接的一端面上开设有通气孔；所述内包壳内部形成中空孔道，所述中空孔道内插入热量移出装置。通过双包壳的元件设计，解决了固态堆芯热管插入式换热与燃料元件结构匹配的问题，配合选用具备高热导率的芯块材料，不再需要额外设置基体材料，缩小了传热路径。

本发明涉及一种用于中子源的辐射转化靶，属于中子物理及中子源技术领域，包括靶体，所述靶体由多个靶片堆叠而成，相邻的靶片之间存在供冷却液流通的靶片间隙，本发明中靶体采用多个靶片组成叠片靶结构，冷却液可在相邻的靶片之间流通，同时，按照靶体中电子束能量沉积密度变化趋势，靶片的厚度从薄到厚依次变化，使电子束能量沉积密度高的靶片得到更好的冷却，在保证高中子产额的同时，利于靶体散热，达到保护辐射转化靶的目的。

本发明公开一种基于FPGA的核电厂数字化保护系统，属于核电站安全保护领域。采用双FPGA架构，一个FPGA架构用于执行安全功能，另一个FPGA架构用于执行安全功能以外的功能，将与安全功能关联不大的辅助功能从安全功能中分离出来，当辅助功能故障时不会阻止安全功能的执行，从而提高了系统独立性和安全性。且将专设安全设施驱动系统中的功能组分为两类，一类产生具有多样性分组要求的专设安全设施驱动信号，一类产生没有多样性分组要求的专设安全设施驱动信号，并行、高速、独立地执行所要求的功能，提高了系统的处理效率。

本发明涉及远红外产品生产技术领域，具体涉及一种远红外产品生产辐照箱，包括箱体，箱体顶壁、后壁和左右两侧壁都设有正面朝向箱体内腔的远红外辐照源总成，让分别放置在箱体内腔各处的产品能吸收到足够的远红外能量，或者让放置在箱体内腔的产品位于箱体内腔的各部位能吸收到足够的远红外能量。

本公开的实施例提供一种高温气冷堆动棒系统和方法、电子设备、可读存储介质，所述动棒系统包括：核功率PID模块、选棒模块和驱动模块；所述核功率PID模块用于根据反应堆的核功率实测值与核功率设定值计算得到脉冲频率值；所述选棒模块用于根据各调节棒的棒位信号、各所述调节棒的动棒达限值信号以及所述脉冲频率值，基于对称平齐原则生成选中目标调节棒的选棒信号；所述驱动模块用于根据所述脉冲频率值、所述选棒信号和动棒限值，驱动对应选中的所述目标调节棒进行动棒。通过所设置的核功率PID模块、选棒模块和驱动模块，可以使调节棒自动间歇动棒，避免持续动棒导致核功率正变化率高或核功率负变化率高保护停堆。

本发明属于磁约束聚变技术领域，公开了一种磁约束聚变装置真空室内部线圈，将线圈分解为若干单元，每个单元包括支撑、线圈导槽、盖板和石墨瓦四个部分，线圈导槽安装在支撑之上，盖板安装在线圈导槽之上，石墨瓦覆盖在盖板上。支撑一端焊接在真空室壁上，一端与线圈导槽焊接在一起，将每个线圈单元的主体结构与真空室固定在一起；针对每个单元安装的不同位置，可对支撑的形状和大小进行调节以满足不同位置处的需求。导槽相连形成完整的闭合环，在其中铺设特制电缆；电缆结构分为三层，中心层为载流铜芯，中间层为低放气率的聚四氟乙烯绝缘层，可满足大电流绝缘，最外层为玻璃纤维管，抗耐磨，耐高温且同样具有绝缘作用。