核物理、核工程

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。

本发明公开了一种乏燃料干法贮存转运容器的防护底座，其包括：底板，底板中央设有排水孔；以及围板，围绕底板设置，围板与底板共同形成收容转运容器的收容空腔。相对于现有技术，本发明乏燃料干法贮存转运容器的防护底座安装简便、锁定牢固、脱落损坏风险低，有利于水池异物防护。底板和围板采用不锈钢，不易带出装罐池底部的放射性硬质颗粒，简化了清除放射性沾污的工作量。

本发明公开了一种具有大长径比通孔的蜂窝状钼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：将钼金属粉体或钼基金属粉体与核燃料陶瓷颗粒混合，得混合粉体；将石墨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烧结，得钼基金属陶瓷块材；将钼基金属陶瓷块材两端进行切割，使得石墨棒两端暴露，采用机械加工去除石墨棒，清洗，烘干，即得。本发明可以制备出通孔数量、孔径、孔长度、孔取向及孔分布的均可控的蜂窝状钼基金属陶瓷，且方法操作简单且易实现工业化，具有广阔的发展前景。

本发明公开一种核电厂非能动消氢装置，其包括：载体和设置于载体上的银沸石颗粒，其中，载体设有烟囱状流道，银沸石颗粒置于烟囱状流道中或粒附着在载体的外表面。此外，本发明还公开一种采用本发明核电厂非能动消氢装置的核电厂非能动消氢系统。相对于现有技术，本发明核电厂非能动消氢装置和系统采用了银沸石催化、非能动原理消氢的方法，实现了事故后尤其是严重事故后的可靠消氢，根本解决了核电厂事故后大空间安全壳内的氢燃、氢爆风险问题，维持安全壳的完整性；实现了小空间和工艺系统管路的可靠消氢，为小空间氢气复合、容器内氢气消除、工艺含氢介质消氢处理、实验室消氢处理和核电厂氢复合器再生试验装置中消氢处理提供了可靠方法。

本发明涉及用于放射性污染建筑物表、浅层的微波去污方法及装置，装置包括驱动小车，设置在驱动小车上的升降架，位于升降架顶部的微波去污机构，微波去污机构包括硬质金属后壳、微波发生器、柔性喇叭口、塑料密封盖，塑料密封盖设置在硬质金属后壳内与硬质金属后壳围成密封腔体，所述微波发生器安装在密封腔体内，柔性喇叭口靠近微波发生器的微波输出端，柔性喇叭口的端口朝向放射性污染建筑物表面；该设备对污染建筑物表面的去污效果好，投入的人工成本低，可以应用于大面积厂房的去污工作，相较于人工剥离，微波破碎去污具有高效快速的特点。

本发明公开了一种钠缓冲罐防卷吸装置，包括钠缓冲罐，所述钠缓冲罐的侧壁均匀分布有多个钠液进口管，所述钠缓冲罐的底部设有钠液溢流进口管和钠液出口管，所述钠缓冲罐的顶部设有氩气平衡管，所述钠缓冲罐内设有防卷吸栅格板，所述钠液出口管处设有防卷吸档板。本发明通过设置防卷吸档板和防卷吸栅格板，适用范围广、结构简单、安全可靠，可有效解决钠流动时出口处产生漩涡卷入氩气，造成流量不稳定及泵气蚀问题，有利于保护二回路主泵，提高二回路安全性和换热效率。

本发明涉及一种X射线衍射成像双晶体谱仪，属于光谱探测器件领域。针对存在像差的传统球面弯晶谱仪，提出了一种基于双球面弯晶结构的无像散X射线衍射成像谱仪，本发明中采用两个球面弯曲晶体，其物理关系满足两球面弯晶半径的负比值正比于其对应布拉格角余弦值和2倍布拉格角正切值的乘积，所涉及X射线晶体谱仪能够解决单个球面晶体在子午面和弧矢面射线聚焦焦点不一致造成的成像像差问题。本发明提出的双晶体X射线衍射成像谱仪能够使得X射线经两晶体衍射后的射线汇聚于罗兰圆位置上同一点，可以有效提升晶体谱仪成像聚焦效果及诊断精度。

本发明提供一种光镊粒子加入液体磁铁的装置，包括光镊机和液体磁铁分类座，所述液体磁铁分类座的顶部开设有放置槽，所述放置槽内放置有液体磁铁杯，所述液体磁铁杯内放置有液体磁铁，所述液体磁铁分类座内置有电磁铁座，所述液体磁铁分类座底部的中心位置处开设有底槽，该光镊粒子加入液体磁铁的装置设计合理，液体磁铁分类座内安装了能够改变液体磁铁杯所处磁场的电磁铁座，通过改变磁场能够改变液体磁铁的表观密度，从而达到对不能够密度的粒子进行分离的目的，能够有效地提高粒子分离的效率和效果。

本发明公开了一种三流道熔盐堆堆芯结构及三流道熔盐堆系统。该三流道熔盐堆堆芯结构，其包括燃料流道、慢化流道和冷却流道；所述燃料流道用于容纳燃料盐，所述冷却流道用于容纳冷却剂，所述慢化流道用于容纳慢化剂；其中，所述燃料流道、所述慢化流道和所述冷却流道之间互不连通，且轴线互相平行；所述燃料流道嵌套于所述慢化流道中，所述慢化流道嵌套于所述冷却流道中。本发明的熔盐堆系统既可以实现较高的堆芯出口温度，也可以提高功率密度实现紧凑设计，同时还可以实现连续的在线添料、在线后处理和在线更换慢化剂，堆芯寿期长，成本低。

本发明公开了一种聚变堆水冷液态锂铅产氚包层模块分流系统，通过合理布置挡流板和连通孔道，能够满足产氚包层模块中冷却水和液态锂铅复杂的流量分配与回收功能，并充分利用了分流腔室所占空间，以有效屏蔽中子，减少对后侧真空室、线圈的影响；双层冷却管仅与一层分流隔板相连，实施焊接简单，焊缝质量可控；第一壁、上盖板、下盖板的冷却水直接通过分流腔室进行分流，避免了大量的管板焊接；整体结构较为简单，主体结构能够直接通过传统的线切割、打孔等机加方式进行制造。

本发明公开了堆外高灵敏度中子探测器及布局系统，包括中子感应芯体(2)，中子感应芯体(2)内设置有至少2个灵敏段，灵敏段依次从上至下沿中子感应芯体(2)的纵向长度方向依次排列布置。本发明将1个整体灵敏段分割为多个独立的灵敏段，这些独立的灵敏段各自独立输出感应电信号，同时设置对应的处理电路，将这些感应信号叠加在一起，其灵敏度等同于整个高度方向长度的灵敏段的效果。因此，本发明设置了多个独立的灵敏段，但要求这些灵敏段在高度方向上从上至下依次排列，以满足对堆芯高度方向的全覆盖的，从而从叠加角度实现高灵敏度的目的。

本发明公开了探测器组件拆除控制系统以及对应的控制方法，同时还提供了核反应堆探测器组件拆除装置和对应的核反应堆探测器组件拆除控制系统组成的核反应堆探测器组件拆除系统，核反应堆探测器组件拆除装置用于将寿期末高放射性探测器组件从上部堆内构件导向结构的通道中拔出，并经屏蔽、剪切、卷绕等全套连续动作后放至专用容器，转移至规定处置场所。达到连续操作、安全、高效的作业目的。对应的探测器组件拆除控制系统可以实现定位、抓取、剪断(屏蔽)、卷绕、转运等控制操作。

本发明公开了反应堆探测器组件拆除用屏蔽结构及屏蔽系统和使用方法，采用左侧屏蔽体、右侧屏蔽体以左右布局的形式设置，其中动作器驱动连接驱动体A或/和驱动体B时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体各自绕左屏蔽轴、右屏蔽轴转动，在抓取探测器组件时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体反向转动，导致带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间形成一个能通过探测器组件抓具和探测器组件的间隙，待探测器组件被探测器组件抓具提升到一定高度后，利用剪切刀具将探测器组件剪断；此时，再带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体相向转动，且左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间的间隙被封闭从而形成一个整体屏蔽结构。

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。