核物理、核工程

本发明涉及一种核电站高剂量率杂项干废物暂存衰变处理方法，包括如下步骤：1、将高剂量率杂项干废物进行核素分析与测量，确定放射性核素种类和初始活度；2、根据步骤1确定的放射性核素种类和初始活度，计算出所述高剂量率杂项干废物的表面剂量率达到2mSv/h所需的衰变时间t；3、将所述高剂量率杂项干废物装入桶中暂存，所述暂存时间大于衰变时间t；4、达到暂存时间后，取回步骤3的桶，并测量桶表面剂量率；5、根据步骤4的测量结果，如果桶表面剂量率超过2mSv/h，则回到步骤1，循环操作直至桶表面剂量率小于2mSv/h。本发明的处理方法标准化、可操作性强、安全裕度高。

本发明提供一种了用于射流冲击冷却的装置和方法。在一种布置中，流体通道结构接合在目标表面上以限定流动空间。流体从入口喷射至目标表面，并通过出口排出。导流特征形成多个通道，在入口和出口之间没有直线路径。与每个导流特征的表面接触的流体的时间平均流动方向更接近垂直于来自最近的入口的流体的喷射方向，而不是更接近平行于所述喷射方向。一对或多对入口和出口被配置为使得从成对的入口和出口中的入口喷射到所述目标表面上的流体的大部分通过同一对入口和出口中的出口从所述流动空间中流出。

一种通过控制来自等离子体室(106)中低功率等离子体(107)的离子束的密度、焦点和速度来产生热和电能的设备和方法，从等离子体室(106)中提取离子束(111)到反应室(103)，选择性地将靶(102)富集到靶氢化物中以产生和维持热，并在所述靶中选择性地进行冷聚变反应，从所述反应中回收热能(105)以提供加热和/或发电(119)，在不需要额外的热的情况下选择性地为靶补充额外的离子燃料和/或沉积额外的靶材料，在加热以及可选的富集/沉积和冷聚变循环期间，从腔室中提取多余的燃料以进行重新组合，若有必要，则与源燃料(109)的任何燃料副产物一起再用作源燃料。

提供了一种用于限制套筒(26)的方法，该套筒内衬于穿过核反应堆压力容器(10)的管(12)。该方法包括在套筒的外表面上原位附接径向突出部(74)；以及将套环附接到管的端部，并将径向突出部与套环联接以将隔热套筒保持在适当位置。

本发明属于核电厂辅助锅炉保养技术领域，具体公开了一种核电厂辅助锅炉运行期间的化学控制方法，通过以下化学指标范围控制达到辅助锅炉系统的防腐蚀效果：控制给水箱中溶液pH（25℃）在8.5~10，电导率（25℃）<10μS/cm，溶解氧含量<20μg/L；控制辅助锅炉中炉水pH（25℃）在9.0~10.5，电导率（25℃）在80~120μS/cm，铁含量<5mg/L；并以氨水、联氨以及磷酸三钠为化学添加剂，采取向给水箱中加入氨水和联氨、向辅助锅炉中添加磷酸三钠的方式对化学指标进行控制；所述化学控制方法具体包括配药、给水箱进液、辅助锅炉进液、取样分析及定期监测步骤。本发明能够有效降低锅炉内部腐蚀速率，并确保防腐蚀效果的长期稳定性。

本发明属于医疗技术领域，具体涉及一种影像科医师防射线保护装置，包括保护桌，保护桌设有U形凹槽，U形凹槽设有U形防射线玻璃，U形防射线玻璃设有螺纹套，螺纹套设有螺纹杆，保护桌设有转轴，转轴设有第一齿轮，安装板设有第一弹性铰接座，第一弹性铰接座设有第一踏板，转轴设有第二齿轮，安装板设有第二弹性铰接座，第二弹性铰接座固定连接有第二踏板，第二踏板设有弹片，弹片设有压板；本发明医师只需要通过踩压第一踏板或第二踏板，便可以调整U型防射线玻璃的高度，来针对不同医师的身高进行调节防射线玻璃的高度，有效的避免医师受到辐射的影响，给医师的工作带动方便，满足使用者的使用需求，操作简易，实用性高。

本发明公开一种反应堆堆芯，涉及核反应堆技术领域，以解决现有的堆芯水池内由于部分装载燃料组件而导致水体流量分布不均因而导致反应堆燃料释放热量不均匀的技术问题。本发明所述的反应堆堆芯包括：实体燃料，该实体燃料的外围设有虚拟燃料；并且，实体燃料和虚拟燃料构成的反应堆堆芯大小与堆芯下部结构的大小匹配。由于实体燃料和虚拟燃料构成的反应堆堆芯的大小与堆芯下部结构的大小匹配，因此堆芯下部结构不存在空闲的地方(均被实体燃料和虚拟燃料覆盖)，从而堆芯水池内的水体流量分布均匀，进而反应堆燃料释放的热量均匀，能够有利于展平堆芯功率。

本发明公开一种快速响应核反应堆堆芯测温组件，包括铠装热电偶、集管、中子探测器、连接器，中子探测器为自给能中子探测器，多支铠装热电偶和多支中子探测器通过集管钎焊固定在一起，连接器可转动与连接电缆匹配。由于中子探测器为自给能探测器，不需要外加偏压电源，仅需皮安计即可读出探测器电流，自给能中子探测器采用低燃耗材料，可大幅提高使用寿命。本发明结构简单、坚固、体积小，能较好地适应堆内复杂环境。本发明可适用于核电站反应堆堆芯的温度测量和堆芯中子注量率的测量，使用寿命长。

本发明公开了一种单一观察窗的聚变灰尘立体成像系统，包括穿置在同一观察窗上的两组取像光路，两组所述取像光路的末梢点相互偏离，且在观察窗内侧指向至少一部分重合的区域，所述取像光路位于观察窗外侧的端部设置有用于记录图像的相机。本发明能够通过单一观察窗对托卡马克内部进行三维重构，重构效果好，降低了实验成本，且重构时稳定、高效、持续时间长。

本发明公开了一种核反应堆板型燃料溪状流熔化迁移行为实验装置及方法，该装置包括加热炉、激光装置、支撑座、板型燃料模拟件、真空泵、控制系统。加热炉内部恒温区最高温度可达600℃，侧壁面开有透明视窗；激光装置分为激光发射装置和激光接收装置。支撑座用于固定板型燃料模拟件，并调整其角度；板型燃料模拟件由存在开孔的包壳和芯体组成；真空泵用于将加热炉抽真空；控制系统与热电偶、加热炉、激光测速装置相连，可根据加热炉恒温区升温速率调整加热炉功率，记录板型燃料模拟件升温速率、芯体发生熔化的时间，记录溪状流流动形态，计算溪状流流速。实验装置能够研究板型燃料的熔化行为以及不同包壳开孔尺寸、形状下的熔融物溪状流迁移特性。

本发明公开了一种核反应堆燃料棒包壳，该包壳包括芯体(1)和芯体外保护层(4)；其中，所述芯体(1)由纯钼或钼合金组成，所述芯体外保护层(4)为金属涂层。其中，金属涂层选自的Fe‑Cr‑Si涂层，不锈钢涂层或Si‑Mo涂层。本发明为核反应堆燃料棒提供了一种新型包壳材料，有效提高了燃料组件包壳的抗冲击性和耐疲劳性，以及核反应堆的安全性和运行效率。

本发明公开了一种核设施气态流出物中惰性气体的在线测量装置及方法，装置包括：屏蔽装置、取样系统、取样容器以及就地伽马谱仪系统；所述取样容器包括样品进气口以及取样口；所述就地伽马谱仪系统包括探测器以及数字化谱仪；所述屏蔽装置罩设于所述取样容器外侧；所述取样系统与所述样品进气口连通以输送待检测的气态流出物至所述取样容器，所述探测器设置于靠近所述取样口处以对所述取样容器内的气态流出物进行检测，并将检测得到的检测信号发送至所述数字化谱仪。本发明可直接测量获得气态流出物样品中放射性核素的种类及其活度浓度，进而可计算出流出物中放射性惰性气体的活度浓度，以满足气态放射性流出物监测相关的要求。

本发明公开了一种基于LIBS的自动化放射性核素去除方法，其包括如下步骤：步骤1)、通过第一机械手和传送带的污面段进行上料；步骤2)、通过第一输送辊将待处理物料输送至执行机构，执行机构包括吸尘罩和罩设在吸尘罩内的吸尘器、LIBS激光诱导击穿光谱仪和激光清洗枪；步骤3)、对待处理物料进行检测；步骤4)、判断待处理物料的表面是否存在放射性核素，如果是，进入步骤5)，如果否，进入步骤6)；步骤5)、采用激光清洗枪对待处理物料进行清洗，然后返回步骤3)；步骤6)、通过第二输送辊、传送带的净面段和第二机械手进行下料工作；通过上述方法，使得输送出去污操作间的清洁物料的绝对清洁，避免给工作人员造成交叉污染。

本发明涉及一种UF运输和处理的容器，所述容器用于存储浓缩成按重量计达20％的U、U量达1,500kg的UF。该容器包括壳体，该壳体具有一体式热交换器，该一体式热交换器位于壳体的内表面/基板与外表面/基板之间。一体式热交换器包括用于使传热流体通过的金属通道孔隙。壳体形成内室，并且分隔构造定位于内室中，沿着容器的长度纵向延伸，以在内室中形成多个单独的隔室以存储UF。可以通过增材制造方法来生产所述容器。

一种氧化铀燃料芯块(2)，包括内部区域(4)和围绕内部区域(4)的外部边缘区域(6)，并且燃料芯块(2)是圆柱形的，内部区域(4)和外部边缘区域(6)是同轴的圆柱形区域。与内部区域(4)相比，外部边缘区域(6)具有过量的氧，其中高燃耗结构(HBS)的形成将被抑制或延迟。优选地，所述过量的氧通过将所述芯块浸入过氧化氢(HO)溶液或高锰酸钾(KMnO)溶液中通过化学处理获得。

一种用于核反应堆堆芯(15)中的喷枪单元(32)，包括核素活化系统(22)、核监测系统(14)、管系统(28)和保持管系统(28)的轭(34)，核监测系统(14)具有至少一个核监测管(16)，用于容纳监测核反应堆堆芯(15)的监测构件(18)，核素活化系统(22)具有核素活化管(24)，用于容纳至少一个辐照靶(26)，将暴露于核反应堆(12)中的中子通量以形成放射性核素，至少一个核监测管(16)和核素活化管(24)是管系统(28)的部分，核素活化管(24)具有被配置为停止至少一个辐照靶(26)的内部止动件(40)，内部止动件(40)相对于核监测管(16)的下端位于不同的高度处。还描述了核素活化和核监测系统(10)和产生放射性核素的方法。

本发明提供了一种用作辐照靶(10)的药筒，其中，药筒包括壳体(12)和包括在所述壳体中的密封安瓿(14)，其中，安瓿(14)包含在被中子通量活化时转换成放射性同位素的母体材料(16)，并且其中，安瓿(14)借助于减震材料(24)保持在所述壳体(12)内。药筒在重水核反应堆的慢化器(104)中生产放射性同位素的方法中用作辐照靶(10)。

本发明公开了一种高温气冷堆堆芯分区装料的装置及方法，包括反应堆压力容器、燃耗测量系统、乏燃料系统、燃料装卸系统、新燃料系统及三通阀组；反应堆压力容器内装载有高温气冷堆燃料球，反应堆压力容器底部的出口与燃耗测量系统的入口相连通，燃耗测量系统的出口与乏燃料系统的入口及燃料装卸系统的入口相连通，新燃料系统的出口与燃料装卸系统的入口相连通，燃料装卸系统出口经三通阀组与反应堆压力容器顶部的N个入料口相连通，反应堆压力容器内的堆芯装载分区划分为N个装料分区，其中一个装料分区对应一个入料口，各入料口与对应装料分区相连通，该装置及方法能够有效解决堆芯燃耗不均匀和较高的功率峰因子的问题。

本发明涉及燃料制备技术领域，具体涉及一种拉棒机。包括：溜板机构、拉杆机构和安装平台，拉杆机构设于溜板机构与安装平台之间，溜板机构带动拉杆机构在安装平台上往复移动；溜板机构包括测力单元和脱扣机构，拉棒机处于初始位置时，溜板机构通过脱扣机构与拉杆机构卡接；安装平台上还设有设于溜板机构一侧平齐机构和选杆机构，平齐机构、选杆机构、脱扣机构以及测力单元沿溜板机构前进方向依次设置，平齐机构适于阻挡溜板机构带动拉杆机构后退。本发明通过设置平齐机构，实现溜板机构带动拉杆回退至所述初始位置。

本发明提供了一种液态重金属在线净化装置，包括净化罐、净化管道和膨胀罐；净化罐的底部通过管道一与净化管道的中部相连，净化管道的上端设有膨胀罐，膨胀罐上端采用膨胀罐法兰密封；净化管道内设有吹气管道，吹气管道的一端伸入到净化管道的底部，另一端穿过膨胀罐法兰通过气路二与高压气瓶二连接，净化管道的下端通过管道三与主回路管道的下端连接，净化罐的侧壁的上部通过管道二与主回路管道的上端连接。本发明所述的液态重金属在线净化装置，采用过滤净化和吹气净化相结合的方法去除，既实现了在线净化，净化装置除杂停止运行时又不影响主回路的运行，提升了净化效果。本发明还提供了所述的液态重金属在线净化装置的使用方法。

本发明公开一种用于核电站低压盘柜的模块化智能测试装置，该装置中微机模块、接口控制模块、开关机械特性测试仪、绝缘电阻测试模块以及综保校验模块在物理结构上相互独立，通过各模块上设置的接口进行快速组装，实现其组合功能，也可将各模块单独使用，实现其相应功能，与一体式的测试装置相比，本发明体积小，重量轻，搬运方便，组合灵活，有效解决了某些狭窄环境下核电站低压盘柜测试问题；而且本发明测试过程无需复杂的接线、拆线，安全可靠，通过微机模块即可直接切换不同的核电站低压盘柜低压盘柜测试项目，测试过程简单，测试效率高，测试相关数据上传至云端进行管理，智能化程度高。

本发明公开了一种适用于磁约束聚变装置的新型共振磁扰动线圈，在环向均匀分布有两组线圈，各组线圈均位于低场侧中平面。每组线圈包括有两个闭合回路，每个闭合回路内的电路均有多匝线圈，上下对称，有多个电流接口，具有灵活的连接方式，通电后可以产生不同谱型的扰动磁场。线圈采用中空的水冷管道设计，能够在大电流情况下长时间稳定工作。本发明利用了外加磁扰动控制边界局域模的原理，通过本线圈产生具有高极向模数和宽环向模数谱型特征，并且具有足够强度的局域扰动磁场，降低了线圈对芯部等离子体的扰动，有效拓宽了共振磁扰动线圈主动控制、抑制边界局域模的工作窗口。本发明能够在磁约束核聚变装置上工作，结构简单，易于安装，占用空间小，性能可靠，是丰富边界局域模控制的一种重要方案。

伽马射线光刻系统中的一者包括伽马射线产生器及晶片平台。伽马射线产生器被配置成产生实质上均匀的伽马射线。伽马射线产生器包括多个伽马射线源及旋转载具。旋转载具被配置成保持伽马射线源并沿旋转轴线进行旋转。晶片平台设置在所述伽马射线产生器下方且被配置成对晶片进行固定。

本发明涉及用于在放射性区域中进行干预的方法和组件。该方法包括以下步骤：产生表示放射性区域(1)的三维形貌的数字模型；以及至少一个操作员在放射性区域(1)中进行干预，该干预步骤至少包括以下子步骤：通过便携式检测器(3)反复测量放射性辐射的强度，并在测量时确定便携式检测器(3)的空间坐标；在数字模型中记录多个所述测量和对应的空间坐标；以及通过多个离散的全息符号(7)在由至少一个操作员穿戴的增强现实设备(5)中具体化所记录的测量。

一种用于乏核燃料运输和存储的可分离的多部件桶，其包括具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的外筒和具有伽马辐射阻隔成分的垂直伸长的内筒。内筒包括构造成容纳乏核燃料罐的腔。内筒可拆卸地安装并嵌套在外筒的腔内，并且在乏燃料桶装载操作期间可以分段的方式与内筒分离。形成在第一筒和第二筒之间的空气流通环形成排热通道，以去除放射性罐放到第二筒内时散发出来的热量。在内筒和外筒上的一对可拆卸地连接的配对顶部凸缘以悬臂方式支撑和悬挂内筒，从而允许直接加热的内筒热膨胀的程度比外筒更大。

一种低温可控核聚变装置及其实现方式，属于核能领域。其特征在于，这种装置由中子源，含有靶核的物质及这种物质的输送系统，能量传输系统，及吸收残余中子的屏蔽层构成；用中子源辐射的中子辐照靶核物质，根据所选定的靶核调整中子的能量，吸收中子的靶核裂变为几个子核，同时放出能量，所释放的能量被能量传输系统传送出去；没有被靶核吸收的残余中子被屏蔽层完全吸收。和中子聚变的靶核有多种选择，其中两种是Li、B。这种核聚变的全过程都能够在低温下实现，容易控制，不存在劳逊条件的问题，不产生有放射性的核乏燃料。

本发明公开了一种乏燃料水池非能动余热导出热管换热系统，该系统包括蒸发器，所述蒸发器浸入乏燃料水池的水中；冷凝器，所述冷凝器设置在乏燃料水池外，所述冷凝器包括若干冷凝单元，若干冷凝单元并联布置；所述蒸发器与所述冷凝器之间通过蒸汽总管和冷凝液总管连通，形成封闭的循环热管换热回路；所述蒸汽总管和所述冷凝液总管均与所述蒸发器的上部连通。本发明的乏燃料水池非能动余热导出热管换热系统采用降膜蒸发的方法，可避免蒸发器干烧，冷凝器采用辐射状布置，增大换热效率。

本发明公开了一种多模块反应堆直流蒸发器核电机组启停堆的系统和方法，该系统包括多模块反应堆、第一汽水分离器、第二汽水分离器、除氧器、高压加热器、机组排水槽、汽轮机和凝汽器；该方法包括机组启动过程和机组停止过程。本发明提供的多模块反应堆核电机组，启动停止过程中也是一个反应堆一个反应堆的启动、停止，多堆共用两个启停堆系统，在第一个反应堆启停过程中，第二个启停堆系统可以调整其参数与下一个要启停的反应堆参数适应，因此两个启停堆系统满足多堆启停的需要。

中子数增殖实现低温可控核聚变的方式与装置属核能领域。用散裂中子源产生的单能快中子入射到与中子能量相应、能够增殖中子数的靶核中，与靶核反应，产生更多、但能量低的热中子。这些热中子入射到能与其发生聚变的靶核中、发生聚变反应、释放核能。与用于聚变靶核发生聚变反应、释放核能。另一方式是，将与入射离子聚变的靶核变为等离子体，这种等离子体的温度在2×10‑10℃之间，具体温度决定于所用的聚变核的种类；离子束入射到这个等离子体中，与其中原子核聚变，释放核能。这种核聚变无任何污染，由于在低温实现，因此容易控制、效率高、造价低，也能小型化。

本发明公开了一种源匣支架及源罐，涉及放疗技术领域，可解决相关技术中的源匣支架在源匣与源匣支架的开口未对准时源匣无法顺利放入的问题。该源匣支架包括支架本体，所述支架本体上设有用于容纳源匣的容纳槽，所述支架本体用于与固定件活动连接；在所述源匣与所述容纳槽的开口未对准且所述源匣抵靠所述支架本体时，所述支架本体能够相对于所述固定件运动，以使所述容纳槽的开口与所述源匣对准。本发明用于安放源匣。

本发明提供一种核电站的超压保护系统和核电站，超压保护系统设置于蒸汽发生器的主蒸汽管道，包括：第一排放管线，第一排放管线上设置有安全阀，安全阀为非能动安全阀；第二排放管线，第二排放管线上设置有排放阀，排放阀与控制器相连，控制器还与检测主蒸汽管道内压力的传感器电连接；第三排放管线，第三排放管线上设置有第一隔离阀，第一隔离阀与检测主蒸汽管道内辐射的传感器通信连接，第三排放管线远离主蒸汽管道的一端与废液处理系统相连通。本发明实施例能够在出现放射性物质泄漏时，防止放射性物质泄漏到外界环境中，降低了造成环境污染的可能性，提高了核电站的安全系数。

本发明涉及一种稀释剂的制备方法。主要步骤为：以异构烯烃和氢气为原料，以Ni‑M/AlO为催化剂，反应压力为1.0MPa‑3.0MPa，反应温度为200℃‑300℃，空速为5h‑15h，氢油比为200:1‑500:1条件下，反应生成异构烷烃。然后，将生成的十二烷精馏分离出中间馏分，即得到目标稀释剂。本发明操作条件温和、工艺简单，催化剂表现出与贵金属催化剂相当的催化活性且成本较低。

本发明属于受控核聚变技术领域，具体涉及一种磁约束聚变装置燃料补充设备，包括真空腔体A、真空腔体B、圆台形状气体分流器、喷气阀门、磁场屏蔽体、输气管路、聚变燃料气源和控制系统；本发明克服现有的磁约束聚变装置燃料补充送气技术的缺点，也就是送气加料过程中，由于气体的扩散特性导致的加料效率低，且燃料气体被器壁大量吸附，影响器壁再循环的问题。通过本发明设备剥离补充燃料气体过程中定向速度低、还没有到达聚变装置等离子体前碰到器壁的那部分燃料气体粒子，并及时排出，提高现有的磁约束聚变装置加料效率，有效降低加料过程对磁约束聚变装置器壁再循环的影响。

本发明公开了核应急α内污染检测系统，至少包括防护服、呼吸罩、数字化α能谱获取及分析设备、拉链条以及卡槽，所述防护服的顶部固定有呼吸罩，所述呼吸罩上分别插设进气管以及出气管，所述出气管的一端连接有数字化α能谱获取及分析设备，所述防护服的正面中心处设置有拉链条，所述拉链条上设置有拉锁头，所述拉锁头上固定有固定块，所述固定块上开设有固定孔，所述拉链条的顶部设置有卡槽，所述卡槽的内部设置有锁扣，所述锁扣与固定孔为配合结构。综上，本发明结构简单，便于使用，并且将数字化α能谱获取及分析设备与防护服设计为一体式结构，同时本发明可以快速的完成防护服的穿戴，有效的降低了核应急的准备时间。

本发明公开了一种多模块反应堆核电机组蒸发器给水的系统和方法，该系统包括多模块反应堆(21)、蒸发器给水母管(14)、给水泵组出口母管(22)、除氧器(8)、凝泵出口母管(5)和凝汽器(1)，该方法对机组启动过程进行控制。本发明的多模块反应堆核电机组，给水系统采用母管制的方式，通过调节阀组来控制每个模块式反应堆的供水，能满足蒸发器供水压力、流量、温度的调节。

本发明公开了一种用于非能动核电厂的蒸汽发生器非能动补水系统，在启动给水系统的基础上还包括蒸汽发生器非能动补水系统，所述蒸汽发生器非能动补水系统包括热交换器和蓄压箱，所述热交换器设于凝结水箱内，所述凝结水箱的底部标高高于所述蒸汽发生器顶部标高，所述热交换器入口的蒸汽管线连接蒸汽发生器和的主蒸汽管线，其出口管线与启动给水母管连接；所述蓄压箱内储存一定量的冷却水，蓄压箱内设有高压氮气维持压力，蓄压箱出口通过电动阀连接至启动给水母管。

本发明公开一种泄漏测试装置，包括被测产品、压紧螺母、压紧套、弹性填料、垫片、填料函、真空夹紧快卸连接器、软管、泄漏检测装置，被测产品开口端通过压紧螺母、压紧套、弹性填料、垫片与填料函构成密封装置，真空夹紧快卸连接器、软管、泄漏检测装置构成柔性泄漏检测装置，软管一端连接密封装置，另一端连接泄漏检测装置。本发明结构简单、可靠、体积小，能较好地适应各种矿物绝缘铠装产品，可适用于核电站所用热电偶、探测器、加热器或其他矿物绝缘铠装产品的泄漏测量，也可用于其他工业产品，使用简便可靠。

本发明公开了一种放射性废树脂清洁解控装置，包括：锥型壳体、锥型壳体上端盖、搅拌装置、冷凝器、卸料球阀、装料接头、抽气装置、冷凝液箱以及抽水泵，烘干机构。该装置不仅可以对放射性废树脂进行分批次连续不断的处理，免去现有技术中需要拆开桶盖收取干燥后的废树脂，再进行新一批废树脂的处理，从而提高了工作效率，还可以通过烘干机构对处理后的锥型壳体进行烘干处理，保持锥型壳体内部洁净。本发明还公开了一种放射性废树脂清洁解控方法，使用本发明的方法先将不符合解限规定的放射性废树脂和符合解限规定的放射性废树脂区分开，使用盐水对锥型壳体进行清洁处理，再通过烘干机构对锥型壳体进行烘干处理，以此延长锥型壳体的使用寿命。

本发明公开了一种放射性废树脂锥形干燥装置，包括：滤水部、干燥部、滤气部；所述滤水部的下端、所述滤气部下端分别与所述干燥部的上端连接，所述干燥部为锥形且内侧壁设有导热腔，所述滤气部内设置有冷凝部。通过上述结构的设计，可以在进行放射性废树脂的干燥之前在滤水部对废树脂进行初步脱水，经过初步脱水之后的废树脂会极大缩短在干燥部烘干的时间，干燥部通过热油加热，可以有效避免烘干过程中温度过高导致挥发的易燃气体和废树脂发生自燃引发危险，不再需要单独额外设置冷凝水收集装置，取而代之的是冷凝部的冷凝水二次利用，对新输送进来的挥发性气体进行额外的过滤、洗气、降温处理。

本发明公开了一种放射性废树脂屏蔽运输装置，包括废树脂运输槽车、容器储罐、屏蔽外罐、控制面板、循环泵、进液管、连接箱，还包括，真空系统，真空系统包括第二真空泵、真空泵入口气动阀、真空泵再循环气动阀、第一气管、第二气管以及空压机，真空泵入口气动阀通过第一气管与容器储罐连通，第二真空泵分别与真空泵入口气动阀、第二气管连通，第二气管与连接箱内的气管接头连接，真空泵再循环气动阀分别与第一气管、第二气管连通，第二真空泵、空压机分别与控制面板电连接。本发明还公开了一种放射性废树脂屏蔽运输方法，采用负压原理对废树脂进行转运，通过一系列的转运流程，实现核电站厂区内的放射性废树脂安全转运。

本发明公开了压水堆控制棒组件下椎体检测系统及方法，检测系统包括测量系统和标准卡；所述测量系统包括电气控制柜和水下测量单元，所述电气控制柜用于控制水下测量单元；所述水下测量单元包括云台、照相机镜头和照明系统；所述照相机镜头和照明系统均安装在云台上，所述照明系统用于实现对控制棒组件下椎体检测时的照明，所述照相机镜头用于采集控制棒组件下椎体的图片；所述电气控制柜包括控制器，所述控制器与照相机镜头和照明系统通信连接；所述标准卡为板状结构，在板状结构上加工了一系列不同宽度的刻槽，刻槽的宽度范围为0.3mm～0.8mm，用于确定检测系统的确定灵敏度和分辨率。本发明能够用于对压水堆CAP1400控制棒组件下椎体在役检查。

本发明公开了一种双面冷却燃料超高温氧化熔化行为测定实验装置及方法，该装置包括加热炉、高速摄像仪、双色光学测温仪和多点激光测位仪；加热炉由内置夹持式铜电极板的顶/底部冷却腔室、氧化锆陶瓷筒和不锈钢水冷套筒组成，炉体侧壁设置石英玻璃视窗；装置内置由内/外侧包壳管和合金加热管组成的双面冷却燃料模拟棒，其沿轴向贯穿整个装置，合金加热管与夹持式铜电极板相连接；高速摄像仪和双色光学测温仪透过视窗监测模拟棒外侧熔化进程；多点激光测位仪由传感器与多点激光探头组成，和反射板配合测定模拟棒内侧堵塞状态。实验装置能够实时观测双面冷却燃料处于超高温环境下的氧化熔化进程，为其氧化熔化机理模型的开发和完善提供数据支撑。

本发明属于放射性废物处理技术领域，涉及一种稀释剂及其异构化制备的方法与组合物。所述的方法包括如下步骤：(1)费托馏分油的C‑C烷烃馏分在氢气气氛和催化剂作用下反应生成异构烷烃；(2)将生成的异构烷烃经精馏塔精馏分离出中间馏分，即得到稀释剂。利用本发明的异构化制备稀释剂的方法，能够操作条件温和、工艺简单的制备稀释剂，制得的稀释剂与磷酸三丁酯的组合物在用于乏燃料萃取时，具有更高的饱和负载量与更短的分相时间。

本公开提供一种通过使用液体靶来生产核素的设备，该设备包括：腔室，腔室设置有反应空间，反应空间被配置为容纳液体反应物；瓶，瓶被配置为暂时容纳核反应过程之前的液体反应物和核反应过程之后的液体产物；注射泵，驱动注射泵以在核反应过程之前抽吸容纳在瓶中的液体物质，并将抽吸的液体物质供应到腔室；排气单元，形成为使得瓶内的放射性气体能够被排出；以及分离和精制单元，被配置为能够分离和精制液体产物。如上所述，根据本公开的通过使用液体靶来生产核素的设备通过使用液化状态的靶以及再利用尚未进行核反应过程的液化靶来进行核反应过程，可以使反应物的定量损失最小化，并且可以通过处置产生的放射性气体来提高安全性。

台架(100)设置为用于将具有不同动量‑电荷比的带电粒子束聚焦到大致共同点。台架包括：至少一个环形磁体(10)，具有中心孔，环形磁体的主轴线沿着中心孔延伸，环形磁体配置成根据带电粒子束的动量‑电荷比，在不同的径向位置处接收带电粒子束；其中，环形磁体包括离散的、基本上为平面的多个线圈(1a、1b、…、1p)，线圈间隔开，并从主轴线(z轴)径向延伸，以及配置成产生磁场使得在使用中：将第一带电粒子束(30)导向主轴线上的第一点，第一带电粒子束具有沿着主轴线的运动分量，并在第一径向位置处进入环形磁体，以及将第二带电粒子束导向主轴线上的第一点，第二带电粒子束具有与第一带电粒子束不同的动量‑电荷比，并具有沿着主轴线的运动分量，并在第二径向位置处进入环形磁体，以及其中；平面线圈配置成产生关于主轴线周期性对称的磁场，以及；至少一个环形磁体在使用中基本上是静止的。

本发明涉及热能转换技术领域，提供一种热声发电系统，包括承压外壁和热声发电系统组件，热声发电系统组件呈对置结构布置，对置结构的中心布置有核燃料，热声发电系统组件包括活塞组件、水冷器、回热器和分流内壁，分流内壁同轴设在承压外壁的内部，活塞组件位于分流内壁内，水冷器和回热器均填充在承压外壁和分流内壁之间，回热器分别与核燃料和水冷器接触。本发明提供的热声发电系统，采用铍材料代替传统的不锈钢基材，并将核燃料内置于热声发动机中，同时将工作气体分为两路循环推动活塞组件运动，不需要增加额外的传热装置，直接与反应的核燃料进行热交换，传热过程简单、效率高，在满足核反应堆临界尺度的同时还可以降低系统的振动强度。

本发明公开了一种核电站机械贯穿件除锈防腐一体化装置及工作方法，通过软轴控制前端的除锈防腐一体化机构进行贯穿件内外管道根部的锈蚀层去除、防腐涂层涂装等工作。主要用于核电深孔窄间隙部位的除锈防腐一体化施工，具有安装快捷方便、可同时打磨内外锈蚀区域，实现半自动化操作。该设备尤其适用于辐射热点区域，可有效避免施工人员打磨过程中的粉尘辐射沾污，以及人员直接遭受辐照。

一种微通道换热器容器、应用其的高温气冷堆及系统，涉及高温气冷堆技术领域，其能够降低氦气泄露的概率，并有效提高氦风机运行的可靠性和可维护性。一种微通道换热器容器，包括：容器壳体，所述容器壳体内设置有一个或多个微通道换热器芯体；所述微通道换热器芯体具有流通槽，用于流通载热工质；所述微通道换热器芯体包括连接在一起的多个板体，且所述板体上设置有用于形成所述流通槽的凹槽。多个微通道换热器芯体分别连接一次侧主管道的热端和冷端以及二次侧主管道的热端和冷端；所述一次侧主管道的冷端用于连接氦气风机；所述一次侧主管道热端入口和冷端入口设置有阀门，所述二次侧主管道冷端入口和热端出口设置有阀门。

本发明公开了一种核电厂火灾事故安全停堆路径的评估方法，包括如下步骤：识别影响安全停堆的功能的系统，建立安全停堆路径；根据安全停堆的功能识别出执行或者影响的设备；识别并确定影响安全停堆的设备的电缆；对防火分区内涉及安全停堆的电缆进行电路分析和评估。本发明的核电厂火灾事故安全停堆路径的评估方法，通过识别核电厂内每个安全停堆路径运行所需的系统、设备和电缆，并考虑了电缆在火灾情况下的误动作情况，为核电厂提供缓解火灾对每个防火分区所需的安全停堆路径的部件或可能影响所需的安全停堆路径的部件的影响的措施，从而使核电厂达到可接受的安全水平，实现核电厂的安全设计。

本发明涉及一种X射线波带片的封装方法及系统。封装方法包括：获取待封装的X射线波带片的高度；根据所述高度对镀有X射线波带片的多层膜结构的细丝进行切割和抛光；采用微操作臂将切割和抛光后的波带片移动到氮化硅薄膜窗口上；利用FEB/FIB沉积技术将所述切割和抛光后的波带片固定在所述氮化硅薄膜窗口上。本发明使封装后波带片紧贴并牢固固定在氮化硅薄膜上，可以确保成像过程中波带片与入射X射线的垂直性，有利于提高X射线成像的质量。