核物理、核工程

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。

本发明公开了一种用于放射性废物处理的分拣装置及其使用方法，包括箱体装置，所述箱体装置顶部安装有上盖装置，所述箱体装置内安装有输送装置，所述输送装置中间设置有用于拣出强放射性废物的拣出装置，所述拣出装置两侧对称设置有用于防止放射性废物掉落的台板装置。本发明通过整体封闭的设置，避免了放射性废物对外污染，提高了安全性；通过旋转推送的设置，避免了放射性废物大范围移动，减少了空间占用；通过升降伸缩的设置，在放射性废物移动中分拣，加快了分拣速度。

本发明公开一种上反射层结构，由多个石墨砖构成，所述石墨砖内部设有腔室和多个通道，所述腔室设于所述石墨砖的上部，用于流通冷却剂；多个所述通道设于所述石墨砖的下部，各通道的入口与所述腔室连通，其出口均匀分布在石墨砖的下端面上。本发明还公开一种采用所述上反射层结构的堆芯结构及高温气冷堆。本发明上反射层结构可以将冷却剂分流，提高进入到堆芯燃料区的冷却剂的均匀性。

本发明公开了一种高温气冷堆核燃料元件用天然石墨粉的整形系统，其包括从流程上呈上下游关系布置的至少3个磨粉整形机，其中每个磨粉整形机都包括可在内衬圈(11)内旋转的转盘(12)，转盘(12)的一个侧面上均匀树立着6‑18个锤头(13)，其中第一磨粉整形机(4)的第一锤头(413)的横截面是矩形，其中第二磨粉整形机(8)的第二锤头(813)的横截面是圆角矩形，其中第三磨粉整形机(9)的第三锤头(913)的横截面是圆形。本发明还公开了使用上述整形系统将天然石墨粉整形成圆饼状或椭圆饼状的整形方法，以及使用这样形貌的石墨粉制备核燃料元件球来减少甚至消除芯球和外壳层间物理界面的方法。

本发明属于核辐射领域，具体涉及一种可折叠式辐射屏蔽装置。现有技术屏蔽材料较重，占用较大空间。本装置两个单头棘轮支臂的方型接头插入末端连接支臂部件的L型接头内的方型插槽中，连接横杆两端通过螺钉B和两个单头棘轮支臂的L型接头侧连接；两个双头棘轮支臂一端棘轮的方型接头分别插入末端连接支臂部件L型接头内的方型槽中，再将两个双头棘轮支臂的另一端棘轮的方型接头分别插入单头棘轮支臂侧部件上方L型接头内的方型槽中。装置在安全性能、稳定性能、便捷性能和人员辐射剂量控制等方面具有较强优势。

本申请提供了一种用于海洋环境的固有安全一体化小型核电源，包括安全壳、压力容器、反应堆堆芯、蒸汽发生器、汽轮发电机组、冷凝器和除氧器。本申请依靠反应堆堆芯、蒸汽发生器、集汽输汽管和汽轮发电机组，实现核能、热能、机械能、电能的转换；依靠冷凝器和除氧器形成除氧的冷凝水，通过给水分配管供蒸汽发生器循环使用，设备和结构简单，降低了设备和结构的布置难度和成本，双球型的安全壳内壳提高核电源的耐压能力和安全性，压水舱和压载舱设计使核电源具有在海洋中潜浮的能力，还能够提高核电源的海洋环境适应性。

本发明涉及一种检测设备、燃料棒检测系统及其操作方法。其中，检测设备包括：架空装置，设于第一目标设备与第二目标设备之间；架空装置形成有用于供目标部件穿过以置入第一目标设备或第二目标设备的开放式空间，开放式空间与外部相连通；检测装置，设于架空装置的侧边且朝向开放式空间，用于检测开放式空间内的目标部件。本发明中，通过建立能够将目标部件裸露在外的开放式空间，而后通过检测装置检测开放式空间内的目标部件，同时能够实现目标部件的全方位检测。上述检测设备结构简单，无需额外的容器，同时简化了检测过程的操作步骤、并降低了操作过程的操作难度。

本发明涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。利用本发明的系统，能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。

本发明属于反应堆非能动系统技术领域，具体涉及一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统，包括设置在核电厂的核岛的安全壳(1)内的非能动换热器(2)和设置在安全壳(1)外的与非能动换热器(2)进行换热的外挂水箱(3)，其特征是：还包括设置在外挂水箱(3)内部的冷却装置(5)，冷却装置(5)能够使用制冷剂对外挂水箱(3)内的冷却水(4)进行迅速冷却。本发明有效增加原有非能动安全壳热量导出系统的冷却时间，延长事故后不干预时间，显著降低安全壳超温超压的可能；冷却装置为多元化设计，可通过空冷、制冷剂或核电厂现有制冷系统的旁路等多种手段在事故后为外挂水箱3内部进行冷却，提高了系统的可靠性。

本发明公开了一种真空压弯式弯晶，其特征在于：包括壳体，所述壳体上设有X射线入射口，从X射线入射口到壳体内部沿X射线入射方向依次设置X射线透射膜、单晶晶片和曲面基底，所述X射线透射膜、壳体的侧壁和底面形成密封腔体，所述密封腔体上设有用于抽真空的排气口，进行晶体压弯时，密封腔体内产生负压，大气压将X射线透射膜柔性地贴合在单晶晶片和曲面基底上。本发明采用真空压弯的方式，各种单晶晶片均可进行压弯，极大地扩展了弯晶的材料选择；利用大气压对单晶晶片和曲面基底柔性地施加应力，受力均匀，结构稳定；可以直接将单晶晶片和曲面基底贴合，复制曲面基底的面形，保持较高的面形精度；同一块单晶晶片可以搭配不同面形的曲面基底，降低制造成本。

本发明涉及遥控维护技术领域，尤指一种可应用于核工业上起吊重物的遥控外螺纹快速吊装装置；所述的吊装装置包括集成安装在外活动罩内，整体呈圆柱体状的载重吊装系统、遥控电源系统和驱动系统，所述的遥控电源系统和驱动系统通过电性相连；本发明在实施吊装工作时，处于闭合状态的活动外螺纹抓手与负载的顶部有外螺纹的螺栓配合，在吊装时的抓取动作，无需电、气的驱动，纯机械式驱动，要松开时，只需要遥控驱动机构实现活动外螺纹抓手轴向向上运动后被张开。整个吊装过程不仅实现了遥控操作，避免操作人员近距离工作被工作环境中的辐射带来的伤害，而且能满足承受大载重量的目标，满足遥控维护要求。

本发明公开了固磷剂稳定悬浮的水包油高内相乳液及其制备方法与应用，乳液为水包油型，以质量百分数计，乳化剂1～8.7％，水11.81～22.5％，固磷剂4.97～15.98％，余量为混合油相；混合油相为磷酸三丁酯和煤油的混合物，混合油相中的磷酸三丁酯的体积分数为30～70％；乳化剂包括非离子表面活性剂，非离子表面活性剂为辛基酚聚氧乙烯(7)醚、辛基酚聚氧乙烯(9)醚、辛基酚聚氧乙烯(10)醚、壬基酚聚氧乙烯(7)醚、壬基酚聚氧乙烯(9)醚、壬基酚聚氧乙烯(10)醚、月桂醇聚氧乙烯醚‑9、月桂醇聚氧乙烯醚‑7、月桂醇聚氧乙烯醚‑5、月桂醇聚氧乙烯醚‑4、月桂醇聚氧乙烯醚‑3中的一种或多种。

本发明公开了基于核电站测量线圈的落棒时间测量方法、介质和系统，涉及核电站领域，解决了暂无相关方法利用现有的棒位探测器实现落棒时间测量的问题。本发明包括监测控制棒(2)上的测量线圈(1)的输出电压变化，基于测量线圈(1)的输出电压数据判断是否发生落棒并计算落棒时间；还包括利用测量线圈(1)的输出电压数据识别并划分落棒阶段，同时计算各落棒阶段的过程时间，还包括识别落棒特征震荡；还包括利用测量线圈(1)的输出电压数据判断控制棒(2)是否触底，同时在阻尼震荡阶段识别控制棒(2)落棒的特征震荡。本发明能够进行落棒事件的判断、落棒阶段的识别与划分及落棒时间的计算，且不需要改变棒位探测器的运行状态，不需要更改现有棒位探测器。

本发明公开了一种核反应堆下腔室阶梯式流量分配装置及分配结构，包括压力容器、吊篮和堆芯下支撑板，吊篮和堆芯下支撑板于压力容器内，所述吊篮安装在堆芯下支撑板上，吊篮和压力容器之间形成环形的下降腔，压力容器内在堆芯下支撑板下方形成下腔室，堆芯下支撑板上设置有若干分流通孔，还包括设置在下腔室内的流量分配结构，流量分配结构包括N个横向围板和N个纵向围板，N个横向围板和N个纵向围板相互正交构成阶梯式结构，横向围板上设置有若干横向通孔，所述纵向围板上设置有若干竖向通孔，其中，N≥2。本发明所述流量分配装置不仅流量分配效果好、阻力系数小，且结构紧凑，用于对进入压力容器下腔室的冷却液进行消涡和均匀分配流量。

本发明公开了一种反应堆双板均流式流量分配装置及分流结构，分配装置包括压力容器、吊篮和堆芯下支承板，吊篮的外壁与压力容器内壁之间形成下降腔，堆芯下支承板设置在吊篮的底部，压力容器的底部形成下腔室，堆芯下支承板上设置有通孔，还包括二次均流板和流量分配筒，流量分配筒安装在下腔室内，流量分配筒一端为开端，另一端为封闭端，所述流量分配筒的开端与堆芯下支承板底部连接，流量分配筒的封闭端上设置有若干第一流水孔，二次均流板安装在流量分配筒内，二次均流板上设置有若干第二流水孔，所述第一流水孔和第二流水孔交错布置。本发明解决了现有流量分配结构导致流量分配不均匀的问题，且具有构紧凑简单的优点，便于更换和维修。

本发明公开了一种带有帽形引流的核反应堆堆内流量分配装置及导流板，所述导流板包括第一引导部、第二引导部和第三引导部；所述第一引导部、第二引导部和第三引导部均为环形板且在竖直方向的截面均为圆弧结构，所述第一引导部、第二引导部和第三引导部上均设置有若干第一通孔，所述第一通孔分别与各个引导部的表面垂直，第二引导部设置在第一引导部内侧，所述第二引导部和第一引导部之间通过第二筋板连接，所述第三引导部设置在第二引导部内侧，所述第三引导部和第二引导部之间通过第三筋板连接。本发明所述分流板能改变冷却剂在下腔室的运动路径，预防冷却液在下腔室产生涡流，并使最终进入堆芯支承板时流量均匀，且具有结构简单的优点。

本发明公开了一种气相混合物的蒸汽浓度在线测量系统及方法，所述在线测量系统包括主气管、压力传感器、第一温度传感器、第二温度传感器、第一密度传感器和第二密度传感器；所述压力传感器、第一温度传感器、第二温度传感器、第一密度传感器和第二密度传感器安装在主气管的侧壁上；所述压力传感器、第一温度传感器、第二温度传感器、第一密度传感器和第二密度传感器布置在主气管的同一轴向平面上。本发明采用双温度测量获得截面平均温度，采用双密度测量获得载面平均密度，利用压力与温度信息获得单组分密度，根据单组分密度与混合物平均浓度关系，得到蒸汽混合的蒸汽浓度，具有准确度高的优点。

本发明公开了一种核电站反应堆的堆内流量分配装置及分配组件，所述分配组件包括流量分配筒和流量分配板；所述流量分配筒的两个端部均为开口结构，所述流量分配筒的环形侧壁上设置有若干第一流水孔，所述第一流水孔用于连通流量分配筒的内腔和外部空间，所述流量分配筒的环形侧壁在轴向上的截面为圆弧结构，所述流量分配筒的内腔两端的径向尺寸大于中部的径向尺寸；所述流量分配板设置在流量分配筒的底部，所述流量分配板上设置有若干第二流水孔，所述流量分配板上的第二流水孔的孔径从流量分配板中心到边缘呈逐渐增大的趋势。本发明解决了现有流量分配结构导致流量分配不均匀的问题。

本发明公开了一种堆叠型流量分配装置及分配结构，分配装置包括压力容器、堆芯下支承板和吊篮组件，吊篮组件安装在堆芯下支承板上，吊篮组件和压力容器之间形成下降腔，所述压力容器内在堆芯下支承板下方形成下腔室，还包括堆叠型流量分配板，堆叠型流量分配板上设置有若干流量分配孔，流量分配孔在竖直方向贯穿堆叠型流量分配板，流量分配孔包括上部的直孔和下部的锥孔，锥孔的上锥圆直径直接大于下锥圆直径，堆叠型流量分配板中心的锥孔沿着径向向外至堆叠型流量分配板外侧的锥孔的上锥圆直径和下锥圆直径均呈逐渐增大的趋势。本发明解决了现有反应堆堆内构件导致堆芯入口流量分配不均且结构复杂的问题。

本发明公开了一种压差过滤式内置消氢处理装置及方法，所述压差过滤式内置消氢处理装置包括氢气复合器，还包括隔离筒和环形槽；所述环形槽设置在隔离筒外侧，所述环形槽内盛装水形成外部水封；所述隔离筒与环形槽相互连通，在隔离筒内形成内部水封，所述氢气复合器置于隔离筒内且置于内部水封上方。本发明创新性采用过滤式结构，既可以保证氢气复合器长期处于清洁环境，减少了定期清洗成本；又在事故条件下，起到混合气的过滤净化功能，提高了氢气复合器的使用效率；解决了现有非能动氢气复合器直接放置在安全壳内因受到尘埃、蒸汽的影响导致氢气催化复合效果降低的问题。

本发明公开了适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构，解决了现有的压水堆核电站反应堆的冷却主回路管道布置环路阻力大，主泵入口流场易产生旋涡，且占地面积大的技术问题。本发明包括主泵、蒸汽发生器和反应堆压力容器，主泵上设置有主泵进口接管嘴和主泵出口接管嘴，主泵进口接管嘴位于主泵出口接管嘴的上方，蒸汽发生器上设置有蒸汽发生器进口接管嘴和蒸汽发生器出口接管嘴，蒸汽发生器进口接管嘴通过主管道热段与所述反应堆压力容器连接，蒸汽发生器出口接管嘴通过主管道过渡段与所述主泵进口接管嘴，所述主泵出口接管嘴通过主管道冷段与反应堆压力容器连接。本发明具有环路阻力小、主泵入口不产生旋涡等优点。

本发明提供一种TiN包覆LiSiO氚增殖剂及其制备方法与制备装置系统，所述制备方法包括以下步骤：(1)使LiSiO颗粒在保护气氛中处于流化状态；(2)在步骤(1)持续进行的基础上，混合LiSiO颗粒、钛源气体与氮源气体；(3)气固分离后得到TiN包覆LiSiO氚增殖剂。所述装置系统包括料仓、流化床包覆装置、钛源气化装置、产品收集装置与尾气处理装置。本发明克服了LiSiO对包层材料的腐蚀，同时提升了锂基陶瓷氚增殖剂在He‑H/HO环境中的稳定性，且制备工艺简单，具备有良好的经济效益和社会效益。

本发明提供一种C/TiN包覆LiSiO氚增殖剂及其制备方法与制备装置系统，所述制备方法包括以下步骤：(1)使LiSiO颗粒在保护气氛中处于流化状态；(2)在步骤(1)持续进行的基础上，混合LiSiO颗粒、钛源气体与氮源气体，得到TiN包覆LiSiO颗粒；(3)在步骤(1)持续进行的基础上，混合步骤(2)所得TiN包覆LiSiO颗粒与碳源气体；(4)气固分离后得到C/TiN包覆LiSiO氚增殖剂。所述装置系统包括料仓、流化床包覆装置、钛源气化装置、产品收集装置与尾气处理装置。本发明克服了LiSiO对包层材料的腐蚀，同时提升了锂基陶瓷氚增殖剂在He‑H/HO环境中的稳定性。

本申请适用于核电站机组运行优化技术领域，提供了一种核电站停备机组的方法、装置、终端设备和存储介质。该核电站停备机组的方法包括：在接收到机组停备请求之后，获取核电站内各个机组的属性信息；根据所述属性信息从所述各个机组中选取待停备的目标机组。本申请在接收到机组停备的请求后，会自动获取核电站内各个已有机组的属性信息，然后根据该属性信息从各个机组中挑选出适合停备的目标机组，从而实现停备机组的自动化选取，提高核电站选取停备机组的效率以及准确性。

本发明公开了一种应用于超冷镱原子系统产生双色磁光阱的方法，涉及超冷原子技术领域，本发明产生双色MOT的基本工作原理是：将制备的中空蓝光MOT光束与绿光MOT光束结合起来，形成六束冷却光，然后在MOT主腔内两两对射，构成相互正交的σ‑σ光路，形成光学粘团，原子由此受到三维阻尼力的作用，起到陷俘作用。本发明使用锥透镜制备中空的蓝光MOT，让绿光MOT填充入蓝光MOT中空部分，而未使用时序操控，简化了实现冷却陷俘原子的过程；光路易于搭建，操作灵活；不仅可以冷却Yb原子，还可适用于Er、Dy等能级结构相似的碱土类金属原子，适用较为广泛；与已有的两级转移双色MOT相比，装载速率提高，囚禁原子数增加，可有效的对原子进行冷却。

本发明属于无人机械送料领域，具体涉及一种聚变堆热室除氚系统遥控送料平台及方法，该平台包括轨道导引升降装置、轨道导引小车和移动轨道系统；其中，轨道导引小车安装在轨道导引升降装置上部，轨道导引小车和轨道导引升降装置整体在移动轨道系统上移动。本发明相比于普通的无人送料小车，该移动平台有一部分机构可以进入真空炉内部以便将具有较大尺寸与质量的聚变堆部件平稳放置于真空炉内的支架上。

本发明公开一种安全壳热工水力综合试验装置，包括安全壳模拟体、气体供应系统、非能动导热系统、以及数据系统，气体供应系统具有多个排放口，各排放口分设于安全壳模拟体内的不同位置，用于释放不同参数的气体以模拟不同事故工况下安全壳内的气体喷放；数据系统包括数据采集单元、数据接收单元，数据采集单元为多个，各数据采集单元分布在安全壳模拟体内的不同位置，用于采集安全壳模拟体内不同位置的热工力学参数；数据接收单元与数据采集单元电连接，用于接收各数据采集单元传递的热工力学参数。本发明可实现对安全壳内热分层、多气体组分及分布等复杂热工水力现象及其与安全系统耦合行为的模拟试验研究。

本申请公开一种控制棒驱动线的落棒试验装置和系统，涉及核电设备的技术领域，落棒试验装置包括：固定设置的架体，其顶部设有释放机构，所述释放机构用于连接或脱离待测的控制棒驱动线；壳体，其设在所述架体上，并具有一可供所述控制棒驱动线落棒运动的容纳腔；冲击力传感器，其装设在所述容纳腔内，并用于测量所述控制棒驱动线落棒在最低位置时的冲击力；高速摄像装置，其设于所述架体上，并朝向所述壳体设置，用于获取控制棒驱动线落棒过程的位移与时间关系的曲线。本申请能够模拟控制棒驱动线的落棒过程，并获取落棒的位移时间曲线和落棒末期的冲击力。

本发明公开了一种锆合金包壳管耐高温蒸汽腐蚀涂层，所述锆合金包壳管外设置有两层涂层，靠近所述锆合金包壳管的第一层涂层为金属过渡层或陶瓷过渡层；在所述金属过渡层上设置有第二层涂层，所述第二层涂层为工作层，工作层为锆涂层或氧化锆涂层或锆+氧化锆双层涂层。采用本发明，锆合金包壳在1000℃蒸汽中的腐蚀速率可以比未涂层包壳减少85％以上且避免了氧化的转折加速现象，具有更为优异的抗LOCA事故能力。与纯Cr涂层相比显著提高了包壳的中子经济性。

本发明公布了一种带电粒子加压器，其特征在于：包括U型基座(1)、架体(2)，架体上设有线圈组(2‑3)、能量输出腔(2‑2)，架体内设有动力机构设置，所述的动力机构包括有容器3、脉冲电源(10)、高压气缸(11)，锥形网罩(5)，容器内部两侧壁固定弧面状的电势递减壁(3‑5)，容器导流加压装置(7)设置在容器内，包括加压片(7‑1)，加压片与一分离管(8)固接，分离管四周侧壁间隔开有数个小孔(8‑1)将其内部反应腔与加压区连通，能量输出管(9)与反应腔垂直连通，能量输出管(9)外壁设有螺旋片(9‑1)，在容器壳边沿上设有动力凹槽(3‑1)。

本发明涉及一种核电安全控制显示设备数据库的智能验证方法及系统，属于核电安全控制显示数据库技术领域，解决了现有人工验证安全控制显示设备数据库错误率高，效率低的问题。该方法包括：根据受控设备执行的功能确定其类型；根据受控设备类型确定其控制特性，并进而确定其基准信息，从而建立对应的标准模型；遍历每一类型的受控设备，建立标准模型数据库；基于待验证受控设备的标准模型从待验证受控设备的控制功能图中提取对应的数据，生成验证基准数据库，并从待验证核电安全控制显示设备数据库中提取对应的数据生成验证对象数据库，并进行一致性比对，得到验证结果。实现了核电安全控制显示设备数据库的自动验证，降低错误率、提高了验证效率。

本发明涉及用于处理放射性有机废物的装置和方法。处理包含有机化合物和含硫化合物和/或含卤素化合物的放射性废物。一种装置包括用于进行废物热处理的包含滤器的反应容器和热氧化器。用共反应剂从废物处理减少气相硫和卤素。