核物理、核工程

本发明公开了一种核电厂乏燃料卧式贮存模组，其下层结构包括N个相互独立且并排设置的下层模块，上层结构包括N‑1个并排设置且与下层模块交错设置的上层模块；上层模块和下层模块的主体均为中空长方体结构，上层模块的底板紧贴下层模块的顶盖；上层模块的底板中部设有上层模块进风口，下层模块的顶盖两侧分别设有嵌套进上层模块进风口的第一咬合板，下层模块的顶盖中部设有下层模块出风口，上层模块的底板两侧分别设有嵌套进下层模块出风口的第二咬合板，使得上层模块的底板和下层模块的顶盖之间形成Z字型咬合结构，每一上层模块咬合固定在两个相邻下层模块之上形成交错结构。本发明具有抗震结构稳定性好、模块化组装简便和占地面积小的优点。

本发明公开了一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的在线测定系统及方法，其中测定系统包括在线氢表连续流，还包括位于所述在线氢表连续流下游的在线氢表、位于所述在线氢表下游的背压阀，且所述背压阀下游出口连通至连续流疏水，所述在线氢表连续流与所述在线氢表之间的连通管路上设有压力表，所述压力表可以用于检测连通管道内物流的压力，所述背压阀与所述连续流疏水之间连通的管道上设有流量计，所述流量计可以用于检测连通管道内物流的流量。本发明提供的一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的在线测定系统及方法，当压水堆核电厂一回路溶解氢浓度大于18.2cc/Kg时，可以通过增大体系的压力来准确测量压水堆核电厂一回路中的溶解氢含量。

本发明公开了一种核电厂智能技术规范方法及系统，方法包括：通过核电厂KNS系统获取核电厂预定的运行信号和设备状态；根据所述设备状态判断所述核电厂的工况；根据所述运行信号、工况以及预设的阈值，判断是否触发预定的事件；当判断触发预定的事件时，激活所述预定的事件，并触发该事件对应的处理措施和监督要求，同时启动计时提醒操纵员在规定的时间内完成规范要求的处理措施。本发明可以直观反映核电厂的安全指标，有利于操纵员快速处理事件，从而提高核电厂安全性，提高机组经济性及可用率，具有较高的市场经济价值。

本发明公开了一种核电站乏燃料贮存格架自动定位与缺陷检测系统及方法，所述系统包括：水下检测装置，设有用于拍摄贮存小室开口处的视频图像的水下摄像头组件；视频采集组件，用于采集水下摄像头组件拍摄的视频图像；图像及数据处理系统，包括图像处理模块和测量计算模块；图像处理模块用于对水下摄像头组件拍摄的贮存小室开口处的视频图像进行处理，得到贮存小室的轮廓；测量计算模块用于定位出贮存小室中心，计算贮存小室中心相对乏燃料组件抓具的坐标偏移量L，并结合乏燃料组件抓具的坐标计算得到贮存小室的实际坐标。与现有的人工手动测量方法相比，本发明至少在安全、质量和效率三个方面产生了较为巨大地进步。

CPR1000核电机组SG模拟装置及方法，涉及核电装备技术领域。CPR1000核电机组SG模拟装置，包括高压反应釜、测压装置、高压取样器及高压加料器；测压装置用于测定高压反应釜内腔中的压力；高压取样器用于对高压反应釜内腔中的试剂取样；高压加料器用于向高压反应釜内腔中添加试剂。一种研究CPR1000核电机组SG正常运行状态下水质变化的方法，应用于上述的CPR1000核电机组SG模拟装置，步骤如下：1，制备试验水；2，进行实验组和对照组的准备；3，进行实验组和对照组的实验。本发明可模拟CPR1000核电机组SG正常运行时的温度、压力、液体流动状态，可用于研究CPR1000核电机组SG正常运行状态下的水质变化情况。

一种医用放射源储存柜，储存柜的柜体采用涂有防辐射涂料的铅板，柜体内部设置有储源抽屉，柜体的顶部设置有帘子。本发明可将不同的核素分别储防，且在取用过程中可以放下帘子，有效的对医疗工作者起到防护作用，取用方便。

本发明公开一种核电站乏燃料贮罐运输容器，其包括：容器体，包括内筒体和包覆在内筒体外部的外筒体，内筒体上设有导轨；顶盖，通过上法兰盘安装于容器体顶部；以及穿透盖板，通过下法兰盘可拆卸安装于容器体底部；其中，顶盖与位于内筒体中的乏燃料贮罐之间设有上缓冲垫板，穿透盖板与位于内筒体中的乏燃料贮罐之间设有下缓冲垫板。相对于现有技术，本发明核电站乏燃料贮罐运输容器适用于承载卧式、立式乏燃料贮罐，可以直接将乏燃料贮罐存放在运输容器内，长途运输至后处理厂或者地质处置设施进行乏燃料组件的回去利用和再处理，可有效解决国内外迄今无法直接长途运输乏燃料贮罐的技术问题。

本发明公开了一种核电厂退役放射性废物管理方法，包括：收集核电厂退役物项清单，其中，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项；对所述退役物项进行全面评估，获取可能受活化和放射性污染的污染物项；通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平；根据各个污染物项的污染水平，确定核电厂退役过程中针对各个设备的去污和拆除技术以及产生的废物量；根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略。本发明针对不同类型的退役物项，给出相应的体积估算方法，最终实现放射性废物量的统计，从而可有效推进电厂退役放射性废物管理、放射性废物处置场设计和退役经费计提。

本发明实施例公开了一种核电控制棒棒位信号模拟装置及其控制方法。核电控制棒棒位信号模拟装置包括条棒位模拟支路，棒位模拟支路包括测试开关和至少一电阻，测试开关的导通或者关断改变棒位模拟支路的电阻大小；通过设置第一棒位信号模拟组，第一棒位信号模拟组包括至少一条棒位模拟支路；第一棒位信号模拟组中，各条棒位模拟支路并联连接，棒位模拟支路的第一端连接电源，棒位模拟支路的第二端连接第一棒位信号接口；使得第一棒位信号模拟组能够对控制棒的棒位信号进行模拟，进而数据采集柜在投入用前能够基于本发明实施例提供的核电控制棒棒位信号模拟装置进行便捷试验。

本申请涉及核电技术领域，尤其涉及压力温度自动控制方法、系统、计算机设备及其介质，其中，所述方法包括获取压力设定值，其中，压力设定值包括温度转换压力值，将压力设定值执行压力速率运算，得到压力结果值，根据压力结果值对机组进行调节，实现了压力温度自动控制逻辑，通过温度转换压力值来控制压力结果值减少了主回路参数变化对设备造成的瞬态冲击，提高了机组自动化控制水平，使机组在工况中运行得更均匀稳定，进而提高机组运行安全水平以及提高了系统的可靠性和可用性，同时，大大减轻操纵员的操作负担，降低人因失误风险。

本发明提供了一种MOX燃料棒端塞打标方法，包括清洁端塞；标刻数字码；标刻条形码等步骤。本发明通过在MOX燃料棒端塞上同时标刻数字码与条形码，在人工不方便直接干预的热室屏蔽条件下实现了燃料棒生产过程中的编码信息自动记录，方便了生产信息记录及物料跟踪。提高了MOX燃料棒生产线物料流转效率，间接提高了生产效率。

本发明涉及核能安全和环境保护领域，尤其涉及一种海洋环境中多核素富集装置。一种海洋环境中多核素富集装置，包括箱体以及箱体远离海平面的一端安装有能够带动用于吸附核素的核素收集桶做基于海平面竖直向上或竖直向下运动的升降机构，箱体垂直海平面的两个相互平行的侧壁上分别安装送料直线模组和接料直线模组，其送料直线模组在做直线运动时，送料直线模组上安装的备用核素收集桶能够与升降机构上的核素收集桶刚性接触，从而使得升降机构上的核素收集桶能够随备用核素收集桶的移动而移动，实现核素收集桶与升降机构脱离，且脱离后能够与接料直线模组相配合，随接料直线模组的驱动而移动，从而实现了核素收集桶的自动更换。

本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，包括安全壳、屏蔽壳、以及构型装置，所述屏蔽壳包围在所述安全壳外，在安全壳和屏蔽壳之间形成空气流道，所述屏蔽壳上设有空气入口和空气出口，所述空气流道分别通过所述空气入口和空气出口与外部大气环境连通；所述构型装置设于屏蔽壳的内侧，且沿屏蔽壳周向分布，用于控制所述空气流道的面积。本发明的非能动安全壳冷却系统，可提高换热效率和抗震性能，有利于提高核电厂的安全性。

本发明提出一种放射性环境下的废弃树脂自动化装卸系统，包括离子交换柱，还包括：上料装置，用于向离子交换柱内泵送新鲜树脂；卸料装置，包括开口向上的过滤桶，过滤桶内可拆卸安装有用于过滤废弃树脂和盛放废弃树脂的过滤网，过滤桶与离子交换柱连通，用于向过滤桶内卸出废弃树脂，并对废弃树脂进行过滤；转运装置，转运装置包括抓手组件、升降组件和转运组件，抓手组件用于抓取和释放过滤网，升降组件用于带动抓手组件在竖直平面内进行运动，转运组件用于带动抓手组件在水平面内进行运动；废料收集装置，用于储存抓手组件释放的废弃树脂和过滤网；支架，用于支撑转运装置。能够便利地实现离子交换柱内卸出的废弃树脂的自动化转运。

本发明公开了一种真空光阱起支方法及装置与应用。利用脉冲激光使微粒脱离基板；目标微粒进入离子阱中先被捕获，并在离子阱中不断减速至光阱可捕获的速度并且位移至光阱的有效捕获范围内时，打开光阱，使目标微粒同时被光阱和离子阱捕获，之后关闭并挪走离子阱，或利用离子阱进一步冷却目标微粒的质心运动。光阱起支装置，包括基板、脉冲激光器、离子阱、光阱、控制装置，基板表面放置目标微粒，脉冲激光器位于基板的下方，离子阱位于基板的上方，离子阱与光阱的稳定捕获点重合，控制装置通过时序控制脉冲激光器、离子阱和光阱的开启时间。本发明解决了常压起支带来的问题，也可将光阱技术拓展应用到外太空等真空环境。

本发明公开了一种固化含Cs土壤的玻璃陶瓷体制备方法，其特征是：取原料CsOH·HO、Sol‑SiO、偏高岭土和水；将原料CsOH·HO投于容器中，加入水混合制成碱激发剂，加入Sol‑SiO混合，最后加入偏高岭土，搅拌后将浆体倒入模具中，干燥后脱模，制得含Cs土壤；按含Cs土壤50%～90%、玻璃粉10%～50%的质量百分比例取含Cs土壤和玻璃粉；混合进行粉磨后压制成片状；将片状混合料在700～1000℃的温度下加热保温2～8小时，随炉冷却即制得固化含Cs土壤的玻璃陶瓷体。本发明制备的固化含Cs土壤的玻璃陶瓷体化学稳定性、热稳定性好，适用于核工业等领域所排放的放射性废物铯的固化处理。

一种放射性固体废物减容打包装置，本申请放射性固体废物减容打包装置为采用液压技术将粉碎的放射性固体废弃物压缩成块放入到容器内的流水式循环打包装置。装置上安装对称的压缩气缸，将粉碎后的放射性固体废弃物通过在容器型槽内压缩成块状，然后将其放置到对应的专用容器内，完成减容储存、流水式作业，实现减小放射性固体废物存放空间的目的，实现保护环境、对有限空间的合理利用。装置包括机架、液压缸、液压杆、容器型槽、转盘、电机和传动带，粉碎后的放射性固体废物在容器型槽内被液压缸压缩，电机带动转盘，将装置系统化运行，实现对放射性固体废物的减容包装储存，减小放射性固体废物对专用容器的占用，减少专用材料的浪费，节约资源、保护环境。

本发明涉及一种产生高能粒子的系统，所述系统包括产生离子束的设备，所述离子束包括第一组原子核，和凝聚态介质，所述凝聚态介质包括第二组原子核。所述离子束被配置为与所述凝聚态介质相互作用，使得所述第一组原子核的一些原子核注入所述凝聚态介质中并发生第一核反应，从而释放第一能量。所述离子束进一步被配置为在所述凝聚态介质中产生高频声子。所述高频声子被配置为与所述第二组原子核相互作用，并且通过将所述第一组原子核的第一能量转移到所述第二组原子核并使所述第二组原子核发生第二核反应和发射高能粒子，影响所述第二组原子核的核态。

本发明涉及一种用于冷原子传感器的冷却系统(10)，包括：‑二维冷却腔室，其表示为2D腔室(Ch2D)，保持在超高真空下，并至少部分地放置在具有Z轴的积分圆柱体(IC)内，所述积分圆柱体被配置成用第一各向同性光(IL1)照射所述2D腔室，所述2D腔室包括要冷却的原子(13)，‑三维冷却腔室，其表示为3D腔室(Ch3D)，保持在超高真空下，并通过孔(Op)连接到2D腔室，所述孔被配置成允许所述原子(13)通过基本沿所述Z轴移动而从所述2D腔室进入所述3D腔室，所述3D腔室至少部分地放置在积分球(IS)内，所述积分球被配置成用第二各向同性光(IL2)照射所述3D腔室。

本发明提供了一种具有保温及中子、伽马电离辐射防护的装置，包括第一防护盒和第二防护盒，第一防护盒和第二防护盒围成一容纳空间，第一防护盒包括第一保温反射部和第一辐射屏蔽部，第一保温反射部沿轴向开设若干第一弧形槽，第一辐射屏蔽部嵌入第一弧形槽内；第二防护盒包括第二保温反射部和第二辐射屏蔽部，第二保温反射部沿轴向开设若干第二弧形槽，第二辐射屏蔽部嵌入第二弧形槽内；第一保温反射部和第二保温反射部均采用具有保温反射功能的金属材料制备，第一辐射屏蔽部和第二辐射屏蔽部均采用具有辐射屏蔽功能的材料制备。该申请的具有保温及中子、伽马电离辐射防护的装置，结构紧凑，拆装方便，保温和屏蔽佳，不易积累粉尘且方便清洗。

本申请提供一种辐致荧光同位素电池及辐致荧光同位素电池制作方法，属于同位素电池技术领域。辐致荧光同位素电池包括：同位素源、第一闪烁体以及第一光伏电池，所述第一闪烁体为单晶材料构成的块状结构，所述第一闪烁体的第一表面镀有第一金属反射层，所述第一闪烁体的第一表面与所述同位素源的第一表面连接。与现有技术相比，块状的体单晶结构发光效率更高更稳定，且通过第一金属反射层，能够将第一闪烁体产生的部分光反射至第一闪烁体的第二表面，进而提高了第一光伏电池的光子收集效率。

本发明属于核电运行技术领域，具体涉及一种避免机组停机停堆的预警系统。包括通讯模块、预警计算模块、显示处理模块以及人机接口模块；通讯模块将与机组停机停堆相关的信号点数据提取出来，存储在数据库中；预警计算模块对数据库中的数据进行预处理，得到曲线系数，而后再进行预警产生计算，显示处理模块接受触发的报警变量，根据预先定义的报警点分组，其中一个报警变量触发则触发该分组报警，与此并行计算的还有优先级计算模块，当触发多个报警分组时，显示处理模块根据报警严重的权重，将优先级更高的报警分组进行优先提醒。本发明实现的减非停预警系统可提前预测停机停堆的异常信号，能够准确的预测信号的发生时间。

一种高温气冷堆蒸汽发生器小流量冷却系统及其控制方法，其冷却系统包括主给水泵，主给水隔离阀、以及在两者之间的辅助电锅炉设置了辅助锅炉房产生辅助蒸汽，通过主给水管道冷却蒸汽发生器换热管，在主蒸汽管道上设置旁路小管，经扩容减温后排入水池汇集；在蒸汽发生器换热管入口、出口处设温度测点，在旁路小管上设高精度调节阀、流量计，将入口和出口温度测点、流量计与调节阀的开闭进行连锁控制，实时监测系统运行，调节辅助蒸汽流量，在提高降温速度的同时，保证降温速率＜5℃/h，兼顾效率、安全因素，提高了电厂经济性。

本发明公开了一种带有增量式调节功能的核电机组给水流量控制方法及系统，包括以下步骤：1)计算用于主蒸汽参数PID调节的主蒸汽压力和温度修正值；2)计算用于汽轮机负荷PID调节的负荷修正值；3)计算得到用于给水流量PID调节的给水流量修正值；4)将用于主蒸汽参数PID调节的主蒸汽压力和温度修正值、用于汽轮机负荷PID调节的负荷修正值及用于给水流量PID调节的给水流量修正值输入到T模块中进行三冲量控制，再根据T模块的输出控制汽轮机，该方法及系统能够满足反应堆跟踪电网负荷进行调峰调频的功能要求。

本发明具体涉及一种放射性废滤芯水泥固定配方，包括普通硅酸水泥、水、添加剂和硅粉，所述普通硅酸水泥、水、添加剂和硅粉的重量比例为1:0.26:0.01～0.02:0.1～0.2。本发明的放射性废滤芯固定配方成本低，满足自动化运行需求，其主要性能指标均满足EJ1186‑2005要求，实验结果表明，水泥浆流动度395mm；固定体28d抗压强度92.4MPa。

本发明公开了一种核电站用凝结水循环装置，连接二级循环泵和冷凝罐，循环装置包括过滤罐、储液罐、废液罐和分流管组，过滤罐包括罐体，罐体底部设有过滤层、罐体侧面设有溢流口，溢流口的外端位于储液罐上方，过滤层底部、废液罐和冷凝罐底部均连接在分流管组上，储液罐底部侧面连接至二级循环泵。分流管组中：三通分别连接进水管、下水管和虹吸管的一端，进水管的另一端连接在罐体底部，下水管的另一端连接至冷凝罐底部，虹吸管为一段先上升后下降的管体，虹吸管的最高点高于溢流口、低于冷凝罐底部，虹吸管的最低点低于过滤罐底部，虹吸管的最高点至罐体内部设有破空管，破空管插入罐体内部的一端端部低于溢流口。

本发明公开了一种核电站安全壳泄漏率测量网络精度测量系统，包括：VXI主机、万用表以及数据采集计算机；VXI主机包括壳体、VXI控制器、温湿度传感器至VXI主机敷设的网络路径、多路转换器；VXI控制器的一端与数据采集计算机连接，另一端连接至多路转换器，多路转换器连接至万用表；多路转换器连接至待测量设备；数据采集计算机向VXI控制器发送测量指令；VXI控制器根据测量指令控制多路转换器打开预定的测量通道；万用表对打开的测量通道的测量目标进行测量，以获得测量结果，并发送给数据采集计算机；数据采集计算机在接收到测量结果后，发送切换测量通道的指令至VXI控制器，控制器关闭本通道，打开下一通道，直至遍历所有测量通道。本发明能够提高安全壳泄漏率网络精度测量的测量精度及智能化和自动化水平。

本发明公开了一种核电站直流式蒸汽发生器出口温度控制方法，包括以下步骤：1)获取蒸汽发生器出口温度设定值，同时获取当前蒸汽发生器出口温度测量值、冷却剂流量测量值及给水流量测量值；2)确定蒸汽发生器出口的冷却剂流量设定值及给水流量设定值；3)得冷却剂泵或风机变频器频率的设定值；4)得给水泵变频器频率的设定值；5)根据冷却剂泵或风机变频器频率的设定值调节冷却剂泵或风机的转速；根据给水泵变频器频率的设定值调节给水泵转速，以控制蒸汽发生器出口蒸汽温度，该方法能够有效提高核电站直流式蒸汽发生器出口温度控制的稳定性和灵活性。

本发明提供的颗粒可燃毒物反应性控制方法、可燃毒物板及燃料棒，该方法通过设定堆芯寿期初剩余反应性大小和寿期长短，并将堆芯寿期初剩余反应性大小和寿期长短输入到堆芯反应性与燃耗变化模型中，得到颗粒可燃毒物参数；颗粒可燃毒物参数包括颗粒类型、颗粒直径、颗粒体积份额、颗粒掺杂率和颗粒孔隙率；基于颗粒可燃毒物参数选择目标颗粒可燃毒物，加入堆芯中，提高毒物燃耗速率，减少寿期末可燃毒物残留，而且便于可燃毒物分段，有利于堆芯剩余反应性的控制。

本发明公开了瞬变外力场作用下棒束通道CHF的流道选取方法及系统，该方法包含以下步骤：获取棒束通道规模；棒束通道规模，根据原型大规模燃料组件的参数从原型大规模燃料组件中选取部分燃料棒获取；获取最佳棒束通道规模，最佳棒束通道规模为：棒束通道规模的流动传热特性与原型大规模燃料组件的流动传热特性相同且燃料棒数目最小的棒束通道规模；获取最佳棒束通道规模的最佳参数，最佳参数为：使得最佳棒束通道规模中各个子通道的平均温度和平均流速比较接近的参数值。本发明的目的在于提供一种瞬变外力场作用下棒束通道CHF的流道选取方法及系统，按照该方法或该系统确定棒束本体的流道，可有效识别瞬变外力场对其CHF特性的影响。

本发明公开了一种堆芯燃料组件的控制棒布置方法及控制棒组件，通过在堆芯燃料组件内和堆芯燃料组件间同时布置控制棒，并将组件内控制棒布置于堆芯燃料组件内功率峰周边位置，以展平组件的功率分布，提高控制棒的价值；将组件间控制棒布置于相邻的堆芯燃料组件的间隙内，以减弱堆芯燃料组件间水隙慢化可能带来的功率峰，同时能充分利用堆芯燃料组件间的空间，提高堆内空间利用率。

本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形气冷器，以及环形气冷器入口电动阀和出口电动阀；将气冷管内的热气体作为上升段，下降腔内的冷气体为下降段，依靠冷热气体的密度差和位差在环形气冷器和换热装置之间形成自然循环流动换热，从而在堆芯正常停堆或事故停堆后，实现安全、可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。

本发明公开了一种堆外核仪表系统定期试验装置及其试验方法，涉及核电厂堆外核仪表系统定期试验领域，解决了在反应堆正常运行及停堆状态下进行定期试验的问题。本发明包括连接堆外核仪表系统的试验装置，所述装置读取堆外核仪表的输出数据，所述装置用于产生模拟中子探测器的信号并发送至堆外核仪表系统；所述配置单元与信号源机箱连通，信号源机箱为配置单元提供源信号，配置单元处理源信号并输出模拟信号。本发明的装置能完成堆外核仪表系统所有的定期试验项目，及时发现设备故障，以便人员采取相应措施，保证核仪表系统安全、稳定、可靠运行，保证核电厂的安全。

本发明公开了一种基于钆富集的压水堆堆芯长循环换料装载方法，涉及燃料管理领域，解决了长燃料循环的压水堆堆芯装载问题。本发明包括在堆芯中应用氧化钆作为可燃毒物；对氧化钆中钆的同位素进行纯化、富集；调整载钆燃料棒中氧化钆的质量分数；调整载钆燃料棒中U‑235的富集度；调整过渡循环与平衡循环为低泄漏堆芯装载模式；对燃料组件在轴向设置分区，在端部不设置可燃毒物，抑制堆芯轴向功率分布振荡。本发明能够满足18～24个月乃至更长换料周期的燃料管理策略，相同的循环长度下新燃料组件数目降低，卸料燃耗加深，提高核电厂运行的经济性；降低运行最大硼浓度，减轻系统运行压力，确保堆芯慢化剂负反馈特性；同时更好地展平功率分布，使反应性更为平稳地释放，含钆芯块导热性能较目前设计增强，从设计上提升安全性与燃料经济性。

本发明公开了一种用于核电厂无源启动的堆内中子探测器组件，涉及无源启动堆内中子探测器领域，解决了一次中子源监测的问题。本发明包括探测器组件贯穿于压力容器顶盖，所述探测器组件包括芯体(6)，芯体(6)包括多个对中子灵敏的裂变室(4)，所述裂变室(4)位于堆芯活性段。本发明便于核电厂在堆芯首次装料及达临界过程中取消一次中子源，通过监测新燃料组件自发裂变产生的中子对整个堆芯状态进行监测，确保核反应堆的安全性。

一种高温气冷堆核电厂二回路给水系统，包括#1、#2、#3电动调速给水泵，其入口通过#1、#2、#3手动隔离阀和除氧器连接，出口和#1、#2、#3止回阀入口连接，#1止回阀出口通过#1带旁路阀的电动截止止回阀和#1给水加热器入口连接，#2止回阀出口通过#2带旁路阀的电动截止止回阀和#2给水加热器入口连接，#3止回阀出口和#3、#4带旁路阀的电动截止止回阀入口连接，#3带旁路阀的电动截止止回阀出口和#1给水加热器入口连接，#4带旁路阀的电动截止止回阀出口和#2给水加热器入口连接；#1和#3电动调速给水泵、#2和#3电动调速给水泵设有备用联锁开关，将#3电动调速给水泵作为#1或#2电动调速给水泵的备用泵；本发明提高核电机组运行的可靠性及经济性。

一种放射源存储柜，存储柜的柜体的前侧面为防护门，所述的防护门上设置有锁，柜体采用涂有防辐射涂料的铅板，柜体内部设置有储源抽屉，柜体的顶部设置有帘子。本发明可将不同的核素分别储放，且在取用过程中可以放下帘子，有效的对医疗工作者起到防护作用，在防护门上设置有锁，在取用方便的前提下还提高了核素的安全性。

本发明涉及一种方便移动的铅屏风，属于防辐射工程技术领域，所述铅屏风间利用加厚铰链连接，连接稳定，所述铅屏风内部设置有方管架，方管架正面及本面均设置有连接孔，组成屏风的铅板层及木板层利用铆钉对应连接孔进行安装，安装方便，使用效果良好，同时支脚通过连接板利用螺栓进行安装，安装拆卸均可通过连接板处的螺栓实现，支脚的设置时铅屏风的转运更加方便。

本发明提出一种便于正面遥操作维护的聚变堆偏滤器结构，包括面对等离子体部件和盒体支撑，其中面向等离子体部件包括：內靶板区、外靶板区、拱顶板区，所述內靶板区包括內靶板、内返流板及内返流板过渡支撑，所述外靶板区包括、外靶板、外返流板及外返流板过渡支撑，所述拱顶板区包括拱顶板及拱顶板过渡支撑；所述盒体支撑中设有冷却主水管，内靶板区、拱顶板区、外靶板区内的冷却回路连接在主水管上，所述内靶板区、拱顶板区、外靶板区的固定螺栓和与盒体支撑中主水路连接的水管，位于內靶板和拱顶板以及外靶板和拱顶板之间的可操作空间下部，便于正面遥操作维护。

本发明公开了一种核电站涡流检测探头的制作方法，所述探头的等效电路为直流电阻R和电感L串联后与寄生电容C并联,其特征在于，所述制作方法包括以下步骤：a.采用数值计算方法求得Cs和Rdc，采用有限元计算方法求得L；b.根据计算出来的Cs、Rdc、L，结合探头等效电路模型计算出探头阻抗；c.根据所需探头频率范围以及所述探头阻抗获得阻抗频率公式；d.利用阻抗频率公式并根据所需的阻抗和频率范围，确定探头的参数从而制作符合需求的探头。为涡流检测探头的选择，提供快捷、高效、可靠和经济的评价手段。

本发明提供一种可组合可控Am‑Be中子源装置，包括中子发射系统和真空系统，中子发射系统包括基本单元套筒和若干组镅铍中子发射基本单元，镅铍中子发射基本单元包括金属套筒，金属套筒内部顶端设置有铍层底座和铍片，金属套筒内底部设置有AmO镀层底座和AmO镀层，真空系统与各个金属套筒连通，可通过真空系统控制金属套筒内的真空度；铍片与AmO镀层之间的距离不小于34mm。本发明通过控制(α,n)核反应中所需的两种核素间的真空度来实现中子的产生和消失，达到可控的目的，通过控制中子发射基本单元的数量来实现控制中子的产额，可提高装置的安全性；本发明镅铍中子发射基本单元体积小，自由组合使用的形式可以更为丰富，能更好的适应不同应用场地的需求。

所提出的系统和方法便于辐射的高效和有效的生成和输送。辐射生成系统可以包括：粒子束枪、高能耗散阳极靶标(HEDAT)和液体阳极控制组件。在一些实施例中，粒子束枪生成电子束。HEDAT包括固体阳极部分(HEDAT‑SAP)和液体阳极部分(HEDAT‑LAP)，HEDAT‑SAP和HEDAT‑LAP被配置为接收电子束，从电子束吸收能量，生成辐射束，并且耗散热。辐射束可以包括光子，光子可以具有辐射特性(例如，X射线波长、电离能力等)。液体阳极控制组件可以控制到HEDAT的液体阳极流动。HEDAT‑SAP和HEDAT‑LAP可以在辐射生成中协同操作，并且它们的配置可以基于相应HEDAT‑SAP和HEDAT‑LAP特性对辐射生成的贡献来选择。

一种方法用于制造包括成束地设置的核燃料棒(4)和支撑燃料棒(4)的骨架(6)的核燃料组件(2)。该方法包括将燃料棒(4)插入到骨架(6)中以获得燃料组件(2)以及在运输方面封装燃料组件(2)的步骤，这些步骤在同一个核燃料组件制造工厂(20)中执行，优选在同一个核燃料组件制造建筑物(60)中执行。

裂变反应堆具有：包围反应堆空间的壳体，中央纵向通道在该反应堆空间内；多个轴向延伸的环，其中相邻环限定环状圆柱空间，第一多个主要轴向管周向位于该环状圆柱空间内。周向相邻的主要轴向管被所述多个辅助通道中的一个隔开并且多个梁腹将所述多个主要轴向管的至少一部分连接到相邻结构。可裂变核燃料成分位于所述多个辅助通道中的至少一些中并且主要冷却剂通过主要轴向管中的至少一些。增材和/或减材制造技术为燃料装载反应堆空间产生一体的和单体式结构。在制造和建成期间，能够通过使用计算平台分析反应堆设计，该平台集成和分析来自制造期间的现场监测数据。

一种中子密封源(10)，该中子密封源将金属陶瓷丝源(200)、例如锎‑252/钯丝固持在不锈钢块(14)内的单独的盲孔(20，22，24，26)中。不锈钢块是内部封装(12)的一部分，并且包括以旋转对称方式布置的、用于接纳金属陶瓷丝源的盲孔。金属陶瓷丝源彼此隔开，并且裂变热和衰变热通过不锈钢块排出。

本申请涉及一种适用于船用反应堆的锁紧装置及燃料组件，其包括：至少设有两个卡槽的套筒，所述套筒用于穿设在堆芯下支承板上；设置在套筒上的第一管座，用于压载在堆芯下支承板的上表面上；位于套筒内的锁紧机构，其包括与所述卡槽相对应的弹性开合组件，其部分伸出所述卡槽，并用于顶持堆芯下支承板的下表面；驱动机构，其组设于所述套筒内，并包括控制棒导管和弹性压缩组件，所述控制棒导管与所述锁紧机构连接；所述控制棒导管用于向下移动，以压缩所述弹性压缩组件，以及，驱使所述弹性开合组件伸出所述卡槽的部分收回至所述套筒内。通过将锁紧装置设置在燃料组件中，实现燃料组件的整体换料，并且拆卸和安装快速，节省了换料的时间。

本发明属于聚变装置技术，具体为一种聚变装置加料阀门箱与复合管道夹层的双旁路连接结构，包括阀门箱腔体和管道夹层，所述的阀门箱腔体上设有夹层隔板，所述的夹层隔板上加工有用于管道安装的安装孔；所述的管道夹层固定设于夹层隔板上方；管道夹层内部设有工艺管道；还包括管道夹层两侧的隔离阀旁路和爆破片旁路，在复合管道夹层与阀门箱腔体的连接处气体通路隔断，另由隔离阀旁路和爆破片旁路连接。这样的结构可以保证阀门箱腔体和复合管道夹层的通断实现远程控制；在隔离阀关断时，能够对各自的夹层压力单独监测，以达到远程检测气体泄露的目的。另外，爆破片安装在另一条旁路管道上，为阀门箱壳体提供超压保护措施。

本发明公开了一种场反等离子体磁压缩装置及方法，属于磁约束核聚变领域，装置包括真空腔室、环绕真空腔室的压缩线圈、电源模块；电源模块中的第一供电模块通过压缩线圈在真空腔室中产生第一压缩磁场；当第一压缩磁场上升到最大值时，第二供电模块接入并通过压缩线圈在真空腔室中产生第二压缩磁场，使得真空腔室中的磁场持续上升，以对真空腔室中的场反等离子体进行级联磁压缩。将等离子体快速加热至高温状态后，接通另一供电模块保证线圈电流继续上升，从而保持一定的加热功率以抵消等离子体中的输运和辐射损失，并且大幅延长等离子体寿命和聚变反应时间；线圈电流升至最大值时可将线圈磁能回馈至电网或电源模块，实现能量回收，提高压缩效率。

本发明公开了一种用于核聚变装置中的环向转运驱动装置，包括有顶升模块、锁紧模块及环向导轨，顶升模块及锁紧模块均放置在环向导轨上部。通过移动油缸、主副锁紧油缸配合工作实现沿环向导轨步进式环向移动。该环向驱动装置，具有结构紧凑、负载能力大，并且集成有各种传感器，大大提高了环向驱动装置运行精度。本发明实现了狭小维护空间内大模块核聚变装置内部部件精确环向转运，有效的减少了维护转运时间，并且该环向驱动装置，结构紧凑，重心低，运行状态能实时监测，更加安全可靠。

本发明公开了一种用于吸收球停堆系统功能验证的测试装置及方法，包括步进电机、落球阀、贮球罐、供料器、供气室、氦气压缩机入口电动阀、氦气压缩机、氦气压缩机出口电动阀、人‑机界面显示器、仿真建模服务器、Labview数据采集机柜及吸收球停堆系统DCS机柜，该装置及方法能够实现对吸收球停堆系统实际功能的提前验证。