核物理、核工程

本发明公开了核反应堆探测器组件拆除装置。该装置首先利用大小车组件粗定位至待拆除探测器组件上方，再利用视觉对中装置精定位至待拆除探测器组件正上方，然后将探测器组件抓具吊运至大小车组件上，并将探测器组件从堆内构件中抽拔至预定高度，剪切卷绕装置将探测器组件剪断，低放段在吊车配合下由探测器组件抓具吊运并存储至低放容器中；高放段由剪切卷绕装置卷绕成多层绕卷并存储在暂存容器中；存满四个后，整体转运至高放存储容器中；待全部拆除完成后，将高放存储容器转运至乏燃料水池中。设备可靠性好、效率高、操作简单、辐射防护性能良好。

本发明公开了百万千瓦压水堆核电厂堆芯18个月循环长度的装载方法，解决目前百万千瓦压水堆核电厂不能直接实现堆芯燃料18个月长周期换料的目标，电厂运行的可利用率偏低的问题。本发明包括压水堆堆芯由177组燃料组件组成，按照U‑235的富集度不同，燃料组件分为2.4％、3.1％和3.9％三区，首循环的装载采用高泄漏模式，所述燃料组件加入载钆燃料棒作为可燃毒物，所述载钆燃料棒中包含UO‑GdO燃料芯块，第二循环到平衡循环的装载：每次装入72组新燃料组件，新燃料组件中U‑235的富集度为4.45％或4.95％，所述新燃料组件采用钆可燃毒物，UO‑GdO燃料芯块中U‑235富集度为2.5％，第二循环到平衡循环的装载采用低泄漏模式，到第五循环达到平衡装载。本发明具有直接实现18个月长周期换料等优点。

本发明公开了一种核电厂辅助运行的方法及系统，该方法包括以下步骤：采集核电厂内的实时数据；将核电厂内的实时数据，根据预定义的状态数据，对设备、阀门、管道的运行状态进行判断，得到数据处理结果；将数据处理结果输出给用户。本发明根据核电电厂内厂房、系统的实时状态，进行核电厂实时状态的监控，有利于及时发现厂房的安全隐患，为核电厂操作人员提供核电厂运行辅助，保障核电厂安全运行。在核电厂对安全的严格要求背景下，本发明中的核电厂辅助运行的方法和系统，消除人为原因产生误操作，同时能够消除早期的安全灾害隐患，能够给核电厂操作人员提供电厂运行参考，辅助电厂安全运行。

本发明涉及适用于海洋核动力平台的安全壳与设备闸门连接装置，包括圆筒状围栏和下法兰，还包括弹性接头和限位器，弹性接头为封闭圆环状，弹性接头的横截面为开放曲线，下法兰上设置有3个以上的定位环，限位器包括第一肘板、第二肘板、底板和限位圆钢，第一肘板、第二肘板相互垂直连接并且均垂直连接于底板，限位圆钢的外径与定位环的内径相应，限位圆钢固定于第一肘板和第二肘板的顶端并使其轴线与定位环的轴线位于同一水平高度，底板上设置有3个以上的通孔，限位器与定位环的数量相同，弹性接头的两端分别与圆筒状围栏和下法兰连接，限位圆钢插入定位环内，底板由螺栓穿过通孔固定在安全壳围壁上。本发明结构简单、制作容易、使用安全。

本发明公开了一种电磁屏蔽环境下通信系统及通信方法，包括位于屏蔽层的一侧的信号发生端和调节装置，位于屏蔽层的另一侧接收端探测器和解调单元；屏蔽层具有变化的屏蔽截面属性，与调节装置同侧有前置探测器，与接收端探测器同侧有前置射线源；穿过屏蔽体的射线包括用于探测屏蔽体的屏蔽强度的第一射线和加载有编码信息的第二射线，根据第一射线探测所得的屏蔽强度来调节第二射线的强度，使得加载有编码信息的第二射线穿过屏蔽体，并在屏蔽体的另一侧探测加载有编码信息的第二射线，同时将加载有编码信息的第二射线转化为信息信号。本发明可以限定放射线在复杂电磁屏蔽环境下进行通信时的辐照剂量，提高通信过程中的辐射安全性能及经济性。

本发明公开了一种具有大长径比通孔的蜂窝状钨基金属陶瓷的加工方法，涉及核燃料芯块加工技术领域，包括以下步骤：将钨金属粉体或钨基金属粉体与核燃料陶瓷颗粒混合，得混合粉体；将钼金属棒和混合粉体填充到模具内，冷压成型成胚体；将胚体在无氧气氛下进行加压烧结，制得钨基金属陶瓷块材；将钨基金属陶瓷块材两端进行切割，使块体内钼金属棒两端暴露，随后将其置于腐蚀液中腐蚀去除钼金属棒，清洗，烘干，即得。本发明通过将钼金属棒阵列置于混合粉体中，再经烧结得到致密块材，通过选择性区域腐蚀方法去除钼金属棒，从而形成通孔横截面形状与大小、通孔长度与取向均可控的贯穿孔。该方法操作简单且易实现工业化，具有广阔的发展前景。

一种用于核电站DCS的热功率计算方法和装置，包括：获取预设时间段堆芯监测数据，该监测数据包括堆芯的压力数据和堆芯的温度数据。依据所述堆芯监测数据获取中间运算结果数据，其中，中间运算结果数据包括焓运算结果数据，是通过对堆芯监测数据进行焓运算获取。依据获取的焓运算结果数据重新设定该焓运算的焓系数。依据中间运算结果数据获取堆芯热功率。由于依据中间运算结果数据中焓运算结果数据设定焓运算的焓系数，实现了焓运算中焓系数的定向、定量设置，使得核电站DCS的热功率计算更快、更准确。

本发明提供了一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。本发明在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析中长期排热冷却水系统的设计特点和系统调试工作执行的需求，对系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将全面地、高效地验证系统的功能和系统设计目标，为确保该系统在核电厂发生严重事故时充分发挥作用提供了有力保障。

本发明涉及一种用于切割放射性固体废物的控制系统，用于对屏蔽空间内的放射性固体废物通过远程控制进行自动化切割，该控制系统包括：监控分系统用于对屏蔽空间内各设备的工作状态进行视频监控，并获取视频信号，所述各设备包括切割装置、夹紧装置；总控分系统设置在屏蔽空间外，用于接收视频信号并对视频信号进行分析处理得到操作指令；操作分系统设置在屏蔽空间外，用于通过输入设备获取操作人员的操作指令或总控分系统发送的操作指令；PLC分系统设置在操作分系统和驱动分系统之间，用于根据操作指令确定夹紧信号、进给信号和转速信号；驱动分系统在切割过程中通过夹紧装置将放射性固体废物夹紧，切割装置对放射性固体废物进行挤压切割。

基于电子介导的核反应(EMNR)的燃料，生产方法，热和/或能量生产方法和生产设备，以及所述燃料用于产生热，辐射，功率和/或能量的用途。

本发明涉及核电控制领域，尤其涉及DCS控制机柜闪发类报警的定位方法。所述DCS控制机柜闪发类报警的定位方法，包括以下步骤：对所有机柜进行分组和标号；分为N组机柜，每组i个机柜；每组内设置单机柜输入信号为数字量BIxx，生成2进制输出数值；设置第i+1位为组定位，输出值为真值，记为缓存M；xx表示机柜组内顺序序号，数字量BIxx为0或者1，其中1表示机柜报警，0表示机柜正常；固定扫描周期内对每组输出数值进行计算和判断，设置报警定位判断逻辑；生成报警日志。本发明能够快速定位出现报警的机柜，提高机柜故障紧急响应能力，保证DCS机柜运行的可靠和稳定。

本发明涉及一种核工业放射性物料容器的封装方法及系统，方法包括：控制系统控制第一密封箱体和第二密封箱体内的移动机构对待封装的容器进行第一次封装；控制系统获取第二密封箱体内探测器探测的第一次封装后的容器的辐射信息，并确认是否符合转出标准；若不符合，则控制第N‑1密封箱体和第N密封箱体内的移动机构对第N‑2次封装后的容器进行第N‑1次封装；并获取第N密封箱体内探测器探测的第N‑1次封装后的容器的辐射信息；确认第N‑1次封装后的容器符合转出标准时，控制第N密封箱体与安全转出通道连通，将第N‑1次封装后的容器移动至安全转出通道以转出。上述方法可有效实现对放射性物料容器的自动化封装，保证转运的放射性物料的安全。

本发明公开了一种钼基金属陶瓷核燃料芯块，包括钼基金属陶瓷基体，所述钼基金属陶瓷基体上具有呈阵列式均匀排列的通孔结构，所述通孔结构的内壁具有保护层，且所述保护层将通孔结构的内壁完全覆盖。本发明通过在原料石墨棒表面形成一层均匀的钼基金属涂层，并将其呈阵列式均匀排列在钼基金属陶瓷前驱粉体中，烧结后通过切、削、钻、磨等机械精加工工艺，从而在燃料芯块基体中形成内壁具有一定厚度的钼基金属保护层的通孔，避免了燃料芯块钼基金属陶瓷基体内部陶瓷相与外界环境的直接接触，起到保护作用，提高了钼基金属陶瓷核燃料芯块运行的安全可靠性。

本发明公开一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，燃料棒外径与燃料棒栅距的比值为0.6‑0.8，FCM燃料中TRISO颗粒采用UN、UC或USi作为燃料核芯，燃料的富集度为10％‑20％；燃料颗粒体积份额为40％‑50％。本发明提出了一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，通过调整栅格及燃料参数，保证栅格欠慢化布置，具有负慢化剂温度系数等固有物理安全性；确保组件具有足够的燃料装量，满足功率密度和循环长度需求；同时通过合理导向管布置，确保控制棒的反应性控制和补偿、全寿期功率分布平坦、功率调节和安全停堆。

本发明公开了一种插片式辐照实验样品架，其特点是：包括左右方向布设的限束法兰、以及插片式辐照实验样品架；该限束法兰轴向中心处开有与质子束流传输线相对应的通孔、通孔的一端连接束流线末端、另一端连接的插片式辐照实验样品架，束流线末端的束流从限速法兰通孔的一端穿过、辐射到限速法兰另一端的插片式辐照实验样品架上。本发明用插片式辐照实验样品架代替了平面移动式实验样品架，取得了预想不到的效果。和现有技术的平面式可移动的样品架相比，变分时照射改进为并行照射，而且并行照射的样品数量达到最大化，有效节省了辐照时间，大幅度降低了用户的成本。

本发明公开了一种放射性废液处理的水泥固化装置及其使用方法，包括移动机构，移动机构主要由移动小车、让位槽、固定架组成，固定架上开设有凹槽，还包括设置在固定架一侧的搅拌机构和设置在固定架另一侧的加料机构，搅拌机构包括安装架、搅拌固化桶、密封上盖、加料头、搅拌组件、下密封板，安装架通过螺栓连接在移动小车顶部。本发明搅拌组件中搅拌杆的设置不仅解决了物料滴落在工艺生产线和固化桶上而造成沾污的问题，还解决了搅拌架不必要的浪费的问题；加料机构的设置实现了安全添加物料的功能，还减小了劳动强度。

本发明公开了一种支撑连接装置及管式连接炉，支撑连接装置包括支撑管、设置在支撑管内的定位机构、设置在支撑管内并连接定位机构一端的隔热机构、连接隔热机构并密封在支撑管的第一端端口处的冷却机构、依次连接冷却机构的第一密封夹紧机构和换气机构、设置在支撑管内并位于定位机构相对另一端的加压机构；换气机构、第一密封夹紧机构、冷却机构以及隔热机构中设有依次连通且用于包壳管穿设其中的定位通道，定位机构上设有与定位通道相连通且用于包壳管容置并定位其中的定位槽；加压机构在定位机构的相对另一端，将端塞压至包壳管的端口上。本发明用于将端塞压至包壳管上，后续通过加热等能够成功烧结连接包壳管和端塞。

本发明所属核电厂技术领域，具体涉及一种核电机组稳压器快速降温的方法。稳压器检修根据设计手册要求壁温小于168度才能进行喷淋冷却，而自然冷却的方法需要至少四天才能达到这个温度，大大延长了等待检修工期。本发明包括如下步骤：步骤一：选择压力设定值；步骤二：选择压力真实值；步骤三：计算蒸汽释放阀PCV5和PCV6开度；步骤四：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属避免进行降温；步骤五：计算稳压器温度；步骤六：通过稳定蒸汽流量对稳压器金属壁面进行降温；步骤七：稳压器喷淋降温至检修温度。本发明比正常降温节省了3.375个满功率天，比充水、疏水降温节省了1.5满功率天，能够快速恢复稳压器可用，减少电站经济损失，对机组带来可期的经济效率。

本发明属于核聚变领域，具体为一种用于聚变堆面向等离子体部件的连接结构。包括手指对和中心梁，通过调节槽和调节块的斜面配合，调整手指对和中心梁相对位置，并通过螺钉固定；同时手指设计有燕尾状突出部，中心梁设计有燕尾槽，手指之间、中心梁和手指之间的冷却通道连接方式为外部管管连接。由于采用斜面接触，螺钉固定前可相对滑动，能够调节手指的相对位置，在手指由于焊接产生一定范围的收缩量而导致一定角度倾斜后，螺钉仍可与中心梁正常连接，冷却管道采用外部管管连接，简化了手指前部内腔结构，且手指外部无焊接盖板，去除了由焊接盖板带来的变形。

本发明涉及一种具有排污系统的放射性物料密闭处理系统，涉及核工业技术领域。其中，一种处理来自放射性物料的有害气体的排污系统，排污系统设置于对放射性物料进行密闭处理的密闭处理系统处，密闭处理系统包括手套箱体以及物料通道，手套箱体和物料通道均为负压状态。排污系统包括：气体处理装置，设置于手套箱体的外部，气体处理装置与手套箱体管路连通。采用在手套箱体上设置有气体处理装置，以实现对放射性物料所产生有害气体的进一步处理，避免气体排出至外界环境中，对人体造成伤害，同时由于手套箱体和物料通道均为负压状态，即使密封性较差造成泄露也是外界气体进入手套箱体内，阻止了α气溶胶外泄。

本发明公开的一种运输辐射液的铅盒保护设备，包括壳体，所述壳体左侧设有移动腔，所述移动腔左后侧壁转动设有啮合轮轴，所述啮合轮轴后侧固定设有齿条啮合轮，所述啮合轮轴前侧固定设有啮合传动轮，所述移动腔右侧滑动设有外壳齿条，所述外壳齿条能够与所述齿条啮合轮啮合，本发明一种运输辐射液的铅盒保护设备能够有效的在对辐射液运输过程中，铅盒发生意外破损时启动，对铅盒内辐射液吸出，装入保护盒内，防止辐射产生，影响周围人员的身体健康，更加的安全有效，避免在运输过程中，发生辐射泄漏的意外，提高了运输效率和安全密封性，辐射监测范围广，效率高。

本发明涉及核电站硼伴热系统温度探头安装技术领域，具体公开了一种核电厂硼伴热系统伴热元件的敷设结构，在工艺管道的侧壁上沿轴线布置有一根正常回路伴热缆，将其位置定义为工艺管道的周向0°位置；在工艺管道的周向180°位置处布置有一根备用回路伴热缆；在工艺管道的周向90°位置设有正常回路温度开关毛细管和正常回路热电偶，在工艺管道的周向270°位置设有备用回路热电偶和备用回路温度开关毛细管。本发明规范了核电厂硼伴热系统热电偶、温度开关和伴热缆的敷设，避免因安装不规范造成主控与就地温度显示不一致、伴热缆频繁启停以及温度显示与伴热缆启停不同步等问题。

一种反应堆燃料组件及堆芯结构，该堆芯为蜂窝型结构，从径向上分为三区，从内到外分别是两个燃料区，燃料区之外是径向反射层；堆芯轴向布置从下向上分别为下反射层、燃料层以及上反射层；燃料组件的构成为TRISO燃料颗粒弥散在基体中制成，冷却剂从燃料组件中布置的冷却剂通道流出。该结构能够适用于冲压式飞行器，减少流致振动、减少对堆芯的冲击、提高能量密度，代替常规冲压发动机的燃烧室部分。

本发明属于机械领域，具体涉及一种压力容器接管内部复合式扫查装置。核动力装置反应堆压力容器接管尺寸较小，且要求检查对象多，检查范围广，为了提高检查效率和检查范围，设计本装置。本装置包括接管内部复合式扫查装置，直线伸缩装置及旋转装置；接管内部复合式扫查装置通过螺钉A与后端的直线伸缩装置及旋转装置连接。本装置检查效率高，检查范围广，节省设备空间。

本发明属于核检测领域，具体涉及一种核动力装置反应堆压力容器筒体检测装置。压力容器检测中，筒体检查内容较多，且分布在压力容器的不同高度上，需要对分布在不同位置的筒体连接焊缝进行连续扫查。本装置包括托盘，传动机构，直线气缸伸缩结构，运动机座A，导轨，旋转气缸；固定连接件通过螺钉连接方式与后端的旋转平台连接，固定连接件另一端与直线气缸伸缩结构连接；运动机座A截面呈U型结构，两侧对称安装有导轨。实现单区域连接焊缝检查的连续性及准确性，实现筒体焊缝的快速检查，研制一种结构精巧，功能满足要求的核动力装置反应堆压力容器筒体检测装置。

本发明涉及核反应堆热工水利技术领域，尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法。所述方法为：反应堆次临界前72小时～48小时，控制稳压器气相管线吹扫压力及主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界前48小时～24小时，控制主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界至稳压器汽腔淹没，确认氢气含量；在汽腔淹没过程中，控制抬水位速率；汽腔完全淹没之后中断扫气；主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行，容积控制箱气相持续氮气吹扫；确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，氧化运行。本发明避免灭汽腔后溶氢反弹，使氧化停堆主线时间可控，保证经济效益最大化。

本发明涉及核电维修技术领域，具体公开了一种反应堆压力容器热电偶机械密封紧固装置，通过将四个套筒头分别与四个热电偶柱螺母对中；转动主轴通过键带动主齿轮旋转，主齿轮转动带动与其啮合的传动齿轮转动，从而使得力矩齿轮转动，力矩齿轮通过滚珠使得套筒轴转动，套筒轴带动与其焊接的套筒头转动，从而拧紧热电偶柱螺母。本发明设有力矩调节装置，具备分布拧紧力矩效果，且本发明的力矩传动装置能够限制力矩，使得装置可以同步拧紧四颗螺栓。

本发明涉及一种核电反应堆堆芯控制棒叠步运动方法及核电反应堆堆芯。该方法包括：接收调节指令；根据调节指令逐个调整控制棒的位置。本发明将现有所有控制棒的整体移动优化为单控制棒移动，使每次的移动量更小、更精确，减小对核电反应堆堆芯的扰动，实现核电反应堆堆芯的精细化控制。

本申请提供了一种用于海洋环境的核电源能量转换与余热排出一体化系统，包括汽轮发电机组、冷凝器、除氧器、集汽管和配水管。本申请整个系统的设备和结构简单、功能完备，减小了系统的重量和空间尺寸；有利于重量的均匀分布，立式布置的汽轮机发电机组旋转后可以为整个系统提供部分浮升力，提高整个系统在海洋环境中的浮动稳定性和安全性；集汽管、配水管的设计可以最大程度上保证整个系统的质量均匀分配、浮动稳定，集汽内管和配水内管二者相互配合可以对称式分段隔离损坏的蒸汽发生器；系统冷源和热源之间具有高度差，因此在事故条件下，内管通过自然循环流动排除从压力容器内吸收的热量，具有高度的固有安全性。

本申请涉及一种放射性污、废水衰变处理系统及其处理方法，涉及污水处理技术领域，旨在解决当放射性污水处理池进行清理清洁时则无法对产生的放射性污水进行处理的技术问题，其包括污水收集池、第一衰变池和第二衰变池，污水收集池连通有收集水管；污水收集池上设置有用于将污水收集池中的污水提升至第一衰变池中的第一输送泵和用于将污水收集池中的污水提升至第二衰变池中的第二输送泵，第一衰变池上设置有用于将第一衰变池内处理后的污水排放至排水系统的第一排放泵，第二衰变池上设置有用于将第一衰变池内处理后的污水排放至排水系统的第二排放泵。本申请具有在其中一个衰变池清洁清理时仍能对污水进行处理以保证处理效率的效果。

本发明涉及核反应堆技术领域，尤其涉及控制棒驱动线冷态性能的测量方法及装置，控制棒驱动线冷态性能的测量方法，包括：S1，驱动机构驱动控制棒进行步进；S2，差压传感器记录驱动机构水压缸的差压，光尺记录模拟棒位测量杆的步进行程参数；S3，返回步骤S1，直至驱动机构驱动控制棒完成全行程的步进；S5，驱动机构驱动控制棒步进至最高位置后，控制棒进行落棒；S6，光尺记录模拟棒位测量杆的落棒行程参数。实现了控制棒驱动线冷态全行程步进抖动量和落棒参数的测量，获得了关键工作参数，解决了控制棒驱动线的设计验证和出厂检测问题，保障了其可靠、安全的运行。

提供一种冷原子束生成技术，使冷原子束在与推送激光的行进方向不同的方向上行进。利用推送激光，从被束缚在空间中的原子生成冷原子束。接着，利用二维磁光阱机构中的四极磁场的零磁场线、或移动粘团机构中的光学驻波的漂移方向，偏转冷原子束。

一种高温气冷堆及系统，涉及高温气冷堆技术领域，其能够有效避免燃料球流动时产生的粉尘，并有效降低氦气泄露的概率，提高氦风机运行的可靠性和可维护性。所述高温气冷堆包括反应堆容器，及与反应堆容器连通的微通道换热器容器；反应堆容器包括外壳，及设置在外壳内的堆芯；堆芯包括：多个包含燃料元件的燃料盒，燃料盒采用正四面体结构、正四边形棱柱体结构或正六边形棱柱体结构，燃料元件采用TRISO包覆颗粒燃料；燃料盒侧壁开设有多个通孔；微通道换热器容器内设置有微通道换热器芯体；微通道换热器芯体包括连接在一起的多个板体，板体上设置有用于流通载热工质的流通槽，相邻板片的流通槽内分别流通一次侧载热工质和二次侧载热工质。

本发明公开一种燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统，涉及高温气冷堆技术领域，以解决现有的燃料球在不停堆换料时容易产生粉尘污染的技术问题。本发明所述的燃料元件，包括：多个包含燃料元件的燃料盒，该燃料盒采用正四面体结构、正四边形棱柱体结构或正六边形棱柱体结构，燃料元件采用TRISO包覆颗粒燃料；并且，燃料盒的侧壁开设有多个孔。

本发明公开了一种应用于带有Na+的无机放射性废水处理装置，包括：卷式膜分离器、板式膜分离器，板式膜分离器包括屏蔽壳体、第二孔板、第一孔板、左封头以及右封头。本发明提供了一种应用于带有Na+的无机放射性废水处理装置，该装置包括卷式膜分离器、板式膜分离器，其中，板式膜分离器包括屏蔽壳体、第二孔板、第一孔板、左封头以及右封头，在屏蔽壳体内设计多个杂化膜隔板，并且采用多流程折返形式的，使得带有Na+的无机放射性废水在板式膜分离器内的停留时间增加，从而大幅提升板式膜分离器的处理能力，最大限度简化了板式膜分离器的内部结构，节省了板式膜分离器制作成本。

本发明公开了中子探测器自动化撤退和投入的控制系统和控制装置，控制系统包括：控制屏、现场屏、升降装置、横向位移装置、红外反射计数高度传感器，对中传感器安装基板，在对中传感器安装基板上呈圆环阵列的至少3个红外反射对中传感器；现场屏包括驱动电路模块和数据回传模块，控制屏通过控制指令线与驱动电路模块导接，控制屏通过回传数据线与数据回传模块导接，驱动电路模块通过驱动传导线与升降装置、横向位移装置导接，数据回传模块通过传感信号线与红外反射计数高度传感器、红外反射对中传感器导接。

本发明提供了一种用于处理放射性废液的回转煅烧炉进料区结构。该进料区结构包括进料管、废液进料口、尾气排气管；所述进料管被隔板分隔为上下两部分，所述隔板上具有通气孔，形成上半部分的气流通道和下半部分的液流通道；所述废液进料口与所述液流通道相连通，所述尾气排气管通过倾斜管段与所述气流通道相连通；所述液流通道的底部具有煅烧炉供料口。本发明采用了全新的自主设计，具有结构设计简单、紧凑，节省空间，结构重量轻，便于工艺长期稳定运行等优点，有效实现了废液进料的气液分离，避免了冷凝液从动密封区域渗出的问题，实现良好的密封。

本发明涉及核电站一回路辅助系统技术领域，提供了一种压水堆核电站一回路排气方法，包括以下步骤：S1：对一回路进行充水，开启压力容器的排气阀，观察压力容器水位计读数，在压力容器水位计满量程后关闭压力容器的排气阀；S2：继续进行一回路的充水，逐一开启一回路各测温旁路的排气阀以对相应测温旁路进行排气，并在各测温旁路完成排气后关闭其排气阀；在任一测温旁路排气的过程中，其余测温旁路的排气阀保持关闭状态。本排气方法中，先单独进行压力容器的排气，利用压力容器水位计能够准确判断出压力容器是否完成排气，之后对各测温旁路逐一进行排气作业，减少了现场人员受到的辐射剂量，降低了跑水风险，能够缩短排气作业时间，减少发电损失。

本发明公开了一种核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法，所述核反应堆包括反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、控制棒组件、供气装置、测氧装置和氧气调节装置，反应堆容器内具有液态金属冷却剂，堆芯设在反应堆容器内，蒸汽发生器设在反应堆容器的外围环腔内，控制棒组件设在反应堆容器内且位于堆芯正上方，供气装置的出气口位于堆芯上方且与堆芯在上下方向上间隔开，供气装置将氧气和循环控制气体输送到液态金属冷却剂内，测氧装置用于检测液态金属冷却剂内的氧浓度，氧气调节装置与供气装置和测氧装置相连以调节供气装置输送到液态金属冷却剂内的氧气量。本发明的核反应堆可以减缓结构材料的腐蚀，提高冷却剂循环流动速度。

本发明公开了一种堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法，所述堆芯包括筒形件、多个芯块、熔断组件和拉伸组件，多个芯块设在筒形件内且沿筒形件的周向间隔布置，每个芯块包括多个燃料组件，在核反应堆的堆芯所处的温度低于预设温度时，熔断组件连接相邻芯块，在核反应堆的堆芯所处的温度达到或超过预设温度时，熔断组件断裂以分离相邻芯块，拉伸组件连接筒形件的内壁面和芯块，在熔断组件连接相邻芯块时，拉伸组件对芯块具有朝向筒形件的拉力。本发明的核反应堆的堆芯通过熔断组件，实现堆芯分离停堆的系统设计，能够使核反应堆在堆芯内部完成非能动安全停堆，能够有效避免现在反应堆堆芯外部停堆措施失效的情况。

本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆，所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件，第一连接管的第一端与容器的内部连通，第一连接管的第二端与第一换热器连通，第二连接管的第一端与第一换热器连通，第二连接管的第二端与第一连接管连通，第一件设在第一连接管的第二端内，第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量，第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好，且可靠性高，提高了液态金属反应堆的安全性。

本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆，所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件，第一连接管与容器的内部连通，第二连接管与第一换热器连通，第三连接管用于将余热导出，在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时，第一件断开第一连接管和第二连接管，第二件导通第一连接管和第三连接管；在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时，第一件导通第一连接管和第二连接管，第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动，且余热排出效果好，可靠性高，提高了反应堆的安全性。

本发明提供的是一种集成式单光纤微滴操纵器。其特征是：所述器件由一段包含包层和纤芯的多芯光纤组成，其中纤端经过研磨形成圆锥台纤端，圆锥台纤端的端面上有一层掺杂了光敏材料的注液光滑多孔表面膜，该膜具有填充了润滑剂的阵列沟槽结构；当纤芯传输的光波经过圆锥台纤端反射后汇聚到端面上的注液光滑多孔表面膜后，被光敏材料吸收转化为热能，在照射区域形成温度梯度场，使得附着在注液光滑多孔表面膜上的微滴在温度梯度场的影响下产生润湿梯度力，受力的影响，微滴的姿态会发生变化并产生定向滑动，最后通过控制纤芯内注入光的功率的大小来实现在不同温度梯度场作用下实现对微滴的操控。本发明可以用于流体力学、生物学、医学等领域。

本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种用于空间核反应堆的多功能安全棒，包括串联在一起的安全棒(1)和跟随体(2)，安全棒(1)用于保证空间核反应堆在发射掉落事故工况下的安全性,跟随体(2)用于空间核反应堆的堆芯的中子慢化，增加空间核反应堆的反应性，同时减小空间核反应堆的堆芯的轴向功率不均匀因子。本发明能够为空间核反应堆提供额外的反应性，可帮助减少燃料装量、减小反应堆重量和体积，降低成本，帮助减小空间核反应堆的轴向功率不均匀因子。

本发明公开了一种螺旋异型孔的防异物核反应堆燃料组件下管座，包括下管座格板、所述下管座格板下部的下座管框架，所述下管座格板上贯穿设置流水孔孔群，用于冷却剂流通和对流量进行再分配；所述流水孔孔群为螺旋结构，所述流水孔孔群的孔两端均为倒圆角，所述流水孔孔群的孔两端横截面向所述流水孔孔群的孔中部横截面逐渐缩小。本发明通过下管座螺旋式流水孔的孔型设计，对流水孔在冷却剂流动方向上的空间结构进行优化，限制异物通过尺寸，提高了管座的防异物能力。降低了异物进入燃料组件活性区域造成燃料组件包壳破损风险，从而提高了燃料组件可靠性。

本申请公开了一种放射性硅胶废物的低温固化处理方法，直接对放射性硅胶废物进行烧结处理，将放射性硅胶废物转变为更为稳定的固化体。本申请的方法直接对放射性硅胶废物进行烧结处理，具有工艺过程简单、节能环保、安全可靠且高效等特点，能将含放射性的硅胶废物转化为更稳定的形态，便于长期稳定地贮存和处置。本方法具有良好的工业应用前景。

本发明公开了核反应堆探测器组件拆除用主轴平移卷绕机构和使用方法，设置在外框体(307)内的开合滑轨(315)，沿开合滑轨(315)滑动装配的左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)；还包括设置在外框体(307)内的整体平移滑轨(303)，沿整体平移滑轨(303)滑动装配的整体平移框架(314)；左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)均同时与整体平移框架(314)联动装配；还包括连接于整体平移框架(314)并控制整体平移驱动组件沿整体平移滑轨(303)平移的整体平移驱动组件(301)；还包括连接于左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)并控制左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)沿开合滑轨(315)相向或相反方向运动的开合驱动组件。

本发明公开了基于核电厂DCS平台的热备切换方法，涉及安全级数字化控制领域，其技术方案要点是：包括两个主控模块，两个主控模块之间通过硬接线连接，并根据FPGA实时高效并行操作实现主用与备用主控模块之间交互状态；主用主控模块通过数据链路发送同步数据至备用主控模块；备用主控模块根据同步数据覆盖自身相应数据区，并跟随主用主控模块运行；将主用与备用主控模块的运行状态进行对比，并以择优状态判断是否需要主备切换；若需要，则主用主控模块将系统控制权及时转移给功能完备的备用主控模块完成主备切换。本发明利用FPGA高效快速并行的优点，并基于系统主备标识唯一实现方法和真值表逻辑判别主备方法，保证了系统中主设备不存在失效情况。

本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。

本发明偏心反应堆换料装置，涉及反应堆换料装置技术领域，尤其涉及反应堆在线换料的偏心换料装置。本发明主体为塞体，塞体通过轴承装于反应堆容器上部；其特征在于：塞体上位于中心区域沿周向均匀布置有N个布局相同的通道组；通道组包括有若干个单独的通道；通道组的布置轴线与塞体的轴线偏心设置；塞体的中心区域设置一个定位通道，定位通道的轴线与通道组的布置轴线重合。N个通道组沿塞体周向均匀布置，为保证塞体旋转后各通道的位置与相应的堆芯组件的位置相对应，塞体的旋转角度为360°/N的整数倍。本发明的技术方案解决了现有技术中的换料装置制造和装配难度大、现场安装的工作量大、易引起反应堆运行故障等问题。