核物理、核工程

本发明涉及核岛厂房施工技术领域，具体涉及一种快堆反应堆提升机调整方法。本发明提供的调整方法，包括如下步骤：通过激光跟踪仪建立厂房的三维坐标系；通过激光跟踪仪采集提升机斜接管上部法兰面内侧以及提升机斜接管管壁的三维坐标，并拟合出法兰面中心及提升机斜接管中轴线的实际角度偏差，根据实际角度偏差与预设角度偏差调节提升机斜接管的位置；通过激光跟踪仪拟合出最终法兰面中心以及最终提升机斜接管中轴线，并确定提升机导轨中轴线。本发明提供的调整方法，借助激光跟踪仪的空间数据采集获取三维解算，针对性强，在现场狭窄的施工条件下测量速度快、精度高，并可以实时进行安装监测调整，在现场能快速准确的指导安装与调整实施。

本发明提供一种核电反应堆控制系统和设备。核电反应堆控制系统，包括：第一控制系统和第二控制系统，所述第一控制系统设置于控制室内，且所述第一控制系统与核电反应堆对应的控制设备电连接；所述第二控制系统包括M个控制器，且每个所述控制器均分别与所述控制设备电连接，M为大于1的整数；其中，当所述核电反应堆处于满足预设条件的第一工况，且所述第一控制系统处于停止工作状态的情况下，所述M个控制器中的至少部分控制器处于工作状态，且所述至少部分控制器用于控制所述核电反应堆由所述第一工况切换为不满足所述预设条件的第二工况。这样，可以增强了对核电反应堆的工况调节效果，且增强了对核电反应堆的工况调节的可靠性。

本发明公开了一种反应堆机动性模拟装置，其包括蒸汽发生器、控制器；蒸汽发生器通过循环泵分别与热水锅炉、机动性换热器旁路连接；热水锅炉通过第四调节阀与第二混合器连接；机动性换热器旁路与三通管连接，三通管与机动性换热器连接，机动性换热器通过第二调节阀与第一混合器的连接；三通管通过第一调节阀与第一混合器连接；第一混合器通过第三调节阀与第二混合器连接；第二混合器的工质出口为反应堆机动性模拟装置出口，与蒸汽发生器的进口连接；控制器控制4个调节阀。本发明还提供一种反应堆机动性模拟方法。本发明能机动性调节蒸汽发生器一次侧进口温度，模拟反应堆快速升降热负荷的过程，为反应堆二回路系统提供满足试验需求的蒸汽。

本发明涉及压水堆、气冷堆和研究试验堆用弥散燃料技术领域，针对现有弥散燃料芯块铀装量低和含TRISO颗粒弥散燃料耐受极高温度能力差的问题，本发明提供了一种含ZrC包覆层的高铀密度弥散燃料及其制备方法，本发明将外致密热解炭层厚度减少至0~30μm且将TRISO颗粒中的SiC层变更为ZrC层，通过上述组合设计提高TRISO颗粒弥散燃料的整体铀装量和耐高温性能，这将有利于推广TRISO颗粒弥散燃料应用于高燃耗、高出口温度的特殊用途反应堆中，实现燃料高效、安全的运行。

本发明涉及一种核电厂反应堆保护系统响应时间的测量装置和方法，包括：控制模块，用于获取并解析测试指令，获取各输出通道相应变量的模拟量值以及待选通道，传输模拟量值至信号处理模块，并根据信号处理模块返回的触发信号对待选通道进行选通，以输出实际触发信号至信号处理模块；信号处理模块，用于获取控制模块传输的模拟量值，分别与对应已存的输出通道值进行比较，若判断数值发生变化，则输出电信号触发待测试的控制系统，同时输出对应的触发信号至控制模块，并在获取控制模块传输的实际触发信号后，进行采集跳堆信号并计算实际触发信号和跳堆信号之间的时间差。实施本发明，有效提高核电厂反应堆保护通道响应时间测试准确率。

本发明公开了一种间接空冷塔排放核电厂液态流出物系统，包括：间接空冷塔、设置于间接空冷塔的塔体内的机械通风冷却塔，机械通风冷却塔的出风口与间接空冷塔的出风口联通，机械通风冷却塔的蒸发池用于盛放核电厂的液态流出物。本发明中的间接空冷塔排放核电厂液态流出物系统，将间接空冷塔和机械通风冷却塔相结合排放核电厂液态流出物，能够针对不同厂址条件进行工艺布置，使液态流出物被机械通风冷却塔蒸发至气体，再借助间接空冷塔内巨大气流的载带作用，最终排放到300m～1000m的大气中。该方法能针对缺乏受纳水体区域，有效解决核电厂液态流出物的排放问题，避免缺乏受纳水体成为核电厂选址的制约因素。

本发明公开一种控制棒及包括该控制棒的卧式高温气冷堆，所述控制棒包括前段、后段以及连接节，所述连接节可拆卸地将前段与后段连接成一体，所述前段的表层采用金属材料制成，所述后段的表层采用陶瓷类材料制成。所述控制棒分为前、后相互连接的两段，并且前、后两端分别采用不同的材料，从而可以满足不同工作环境对材料的韧性以及抗高温等性能的要求。

本发明提供一种高温气冷堆控制棒的控制系统，涉及核反应堆工程技术领域。包括：手动提棒功能模块、手动降棒功能模块、自动提棒功能模块、自动降棒功能模块、提/降棒到位判定功能模块、指令生成功能模块。手动提棒/手动降棒功能模块用于在控制棒故障处理功能、紧急停堆后降补偿棒功能均未投入时，实现手动连续提棒/降棒功能和手动单步提棒/降棒功能；在控制棒故障功能投入时，实现手动提棒/降棒功能；在紧急停堆后降补偿棒功能投入时，实现闭锁手动提棒功能/实现手动降棒功能；提/降棒到位判定功能模块用于实现手动提棒/手动降棒/自动提棒/自动降棒到位判定功能；指令生成功能模块用于实现转动/转向/脉冲频率输出指令生成功能。

本申请涉及中子测量领域，具体而言，涉及一种中子能谱测量装置。一种中子能谱测量装置，包括固定件以及多个自给能中子探测器；多个自给能中子探测器均用于测量目标反应堆的中子通量信息；每个自给能中子探测器均包括探头、传输线缆和连接套筒；传输线缆与探头连接，连接套筒包覆于探头与传输线缆的连接处；多个自给能中子探测器均与固定件连接，且多个自给能中子探测器的探头相互平行。该中子能谱测量装置包括多个自给能中子探测器和固定件；其中，自给能中子探测器由探头、连接套筒和传输线缆组装形成；该中子能谱测量装置使用寿命长，且装置系统结构简单，可耐堆内高温高压，较小的尺寸可适应于堆内的复杂条件，便于使用和生产制造。

本公开的实施例公开了一种高温气冷堆一回路冷却剂多形态

本发明提供一种用于双锥对撞点火低温冷冻靶的铝套筒及其制备方法，包括：中间铝套筒，所述中间铝套筒内部为空腔；密封铝盖，两个密封铝盖分别位于所述中间铝套筒的上下端；密封膜，每个密封铝盖内部设置一个密封膜；所述中间铝套筒、密封铝盖和密封膜相互之间密封连接，构成内部为空腔的柱腔结构模型。本发明整体结构组装由分立单元组装而成，各部分可独立设计加工，密封连接，操作简便，使得整体结构具有一定的灵活性；本发明整体呈“工”字型，该结构能够保证核心腔室的控温及密封效果，从而保证核心靶丸所处热环境。

本发明提供一种高温气冷堆核功率相关参数的监测方法及其系统，高温气冷堆核功率相关参数的监测方法包括如下步骤：获取第一参数信息；根据所述第一参数信息中的若干参数计算获取第二参数信息；根据所述第一参数信息中的各个参数以及所述第二参数信息中的各个参数获取每个参数对应的限制条件；将所述第一参数信息、所述第二参数信息以及所述限制条件同时在预设显示画面中进行显示。本发明的一个技术效果在于，设计合理，便于操纵员集中有效地监视反应堆核功率相关参数状态，且预设显示画面能够提供明确的限制条件信息，减少操纵员手动计算相关参数的过程，有利于反应堆的安全稳定运行。

本发明提供了一种核‑壳结构核燃料微球的制备方法，包括以下步骤：将包裹着核相液滴的壳溶液在连续相溶液的剪切作用下形成核壳结构液滴；对所述核壳结构液滴进行固化、煅烧，得到U

一种可调节准直器示例，其包括具有孔的外壳，辐射通过该孔从外壳的入口被引导至外壳的出口，在外壳内的第一遮光器(206)和第二遮光器(208)，耦接至第一遮光器的第一连杆(222)，以及在枢转点(在220)耦接至外壳的第一轭(218)，且其配置为相对于外壳枢转。第一轭被配置为当第一轭在第一方向(在这里：顺时针)旋转时通过第一连杆将第一遮光器朝向第二遮光器移动来减少孔的有效宽度。

本发明公开了一种核电厂应急操作支持系统，涉及核电厂过程控制领域，包括数据中心、应急操作服务器和台屏设备，数据中心用于进行核电厂过程控制系统运行过程中产生数据的存储；应急操作服务器用于接收数据中心发送的采集序列以对关键参数进行趋势预测，以及基于异常的已处理时间序列判断得到当前故障，以及进行故障处置规程确定；台屏设备用于进行趋势预测结果显示、当前故障主动确定、故障处置规程显示，以及故障处置操作控制。本发明能够及时给出潜在的运行风险，通过提前动作，避免故障进一步发展。

本公开提供了一种球床式高温气冷堆两相流阶段功率刻度方法及装置，涉及核电技术领域。具体步骤为：在高温气冷堆中第二回路处于单相液态流状态的情况下，获取高温气冷堆中各个模块进出口的第一热工参数确定反应堆的第一热功率；获取第二回路单相液态流状态下第一回路的氦气流量的表显值，确定氦气流量的实际值，并获取修正因子；在高温气冷堆中第二回路处于两相流状态的情况下，获取第二热工参数，确定所述反应堆的第二热功率。本公开通过修正因子确定第一回路的氦气流量，并进一步根据第二热工参数确定反应堆的第二热功率，实现了在第二回路处于两相流状态下确定反应堆的热功率，提高了反应堆热功率测量的准确度。

本发明提供一种安全壳内置换料水箱，包括：顶板、底板、固定于顶板和底板之间的外环板和内环板，以及位于外环板和内环板之间的碎渣滞留结构，所述内环板套设于外环板内，以将底板和外环板围合的空间划分为内环池和外环池，所述顶板对应外环池的位置开设有入水口，所述底板对应内环池的位置开设有出水口，所述内环板上开设有供外环池内的水进入内环池内的门洞，所述碎渣滞留结构包括两个分设于入水口两侧的第一过滤机构，所述第一过滤机构分别与底板、外环板和内环板抵接，以使两个第一过滤机构和底板之间围合形成能够滞留核电事故后产生的碎渣的滞留空间。本发明能够在保证事故后碎渣滞留效果的前提下降低设备成本。

本发明属于微能源和核技术应用领域，公开了一种采用全氟磺酸聚合物提高性能的石墨烯基同位素电池及其制备方法。该石墨烯基同位素电池包括自上而下依次层叠布置的放射源、全氟磺酸聚合物层、石墨烯层、本征半导体材料层、N型半导体材料层和背电极；全氟磺酸聚合物层作为石墨烯转移的中间介质层和石墨烯的高效P型掺杂剂，与石墨烯层组成全氟磺酸复合石墨烯层。采用本发明制备方法的能有效解决当前石墨烯功函数、本征载流子浓度较低及石墨烯转移过程中的褶皱破损导致石墨烯基同位素电池输出性能不理想的问题；同时，增加本征半导体材料层，能有效提高石墨烯基同位素电池器件的势垒宽度，进一步提升器件的整体输出性能。

本发明涉及一种核电厂主给水系统及主给水系统控制方法。包括：多个主给通路，以及备用通路、给水加热装置、主给水调节装置、蒸汽发生装置、汽轮机和控制装置；主给通路和备用通路用于为蒸汽发生装置供水；蒸汽发生装置用于为汽轮机提供工作蒸汽；控制装置用于执行以下过程：监测主给通路的工作状态，在任一主给通路发生关断时，触发备用通路启动，并触发主给水调节装置为最大流量状态；监测备用通路的工作状态，在延时预设时间后判断备用通路是否进入正常工作状态，若是，维持汽轮机的当前工作状态，并触发主给水调节装置为默认流量状态；若否，降低汽轮机的工作负荷。实施本发明能够有效的保证核电厂的运行可靠性。

本发明涉及包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑用于从反应堆堆芯排出至少一些衰变热的系统，其包括：第一储水器或水池，其布置在反应堆堆芯上方；热交换装置，其浸没在水池中；有机朗肯循环机；流体回路；与水池不同的第二储水器、以及第二泵。本发明在于安装有机朗肯循环机和与水池不同的补充储水器，储存在水池中的能量是有机朗肯循环蒸发器的热源，补充储水器通过专用泵直接供给有机朗肯循环冷凝器以构成有机朗肯循环冷凝器的冷源。

本发明提供了一种利用磷酸/酰胺化丝瓜络处理含铀洗衣废水的方法。本发明采用丝瓜络为基体材料，利用化学接枝法将酰胺基和磷基接枝到基体材料上，制备含有酰胺基和磷基的离子交换纤维（编号为XKXW‑Ⅺ），本发明采用的制备方法简单，磷酸基团修饰的酰胺化丝瓜络纤维性能稳定，亲水性良好，吸附容量较高，再生性能较好，兼具较好的选择吸附性和抗有机污染能力，在优化条件下对铀的吸附量高达333.111mg/g。针对常规阴离子（Cl

本发明公开了一种低温等离子体增强气氛除氚装置和除氚方法。该装置包括串联设置的放电反应器单元和活性氧催化单元，含氚气氛依次经过放电反应器单元和活性氧催化单元，完成低温等离子体协同催化反应。其中放电反应器单元主要包括内电极、反应管、外电极、低温等离子体电源等，以实现低温等离子体放电活化含氚气氛。在反应管内和活性氧催化单元均设置有微‑纳结构的过渡金属氧化物。该装置将等离子体技术与微纳结构的过渡金属氧化物催化剂协同配合，不仅提升了氚的转化效率，而且无需贵金属催化剂，成本低，催化剂不易脱落，催化效率有保障。所述除氚方法基于该除氚装置，并配合冷却器、吸附床实现“等离子体提活+催化氧化+吸附”，除氚效率高。

本发明公开了一种照射野可调准直器，包括四个准直块以及准直块传动结构，其中，两个准直块上下对应设置，构成横缝准直块组，另外两个准直块左右对应设置，构成竖缝准直块组，横缝准直块组和竖缝准直块组按前后顺序设置；准直块传动结构包括左丝杠、右丝杠、左同步带轮、右同步带轮、第一同步带、第二同步带、电机、左滑块、右滑块、左导杆、右导杆以及导向支架板等结构，准直块设置在左丝杠和右丝杠之间，并分别连接到左滑块和右滑块上，左滑块和右滑块带动准直块上下滑动，准直块上下滑动的同时转动角度。本发明具有结构紧凑、可调可控、精度高且实用性强的特点，利用新材料新电器元件以及结构改进，使得设备精度提高、体积缩小。

本发明提供一种对转双盘中子带宽斩波器及其切束方法，包括一转盘结构，转盘结构包括一组相对设置的转盘，且转盘间运动方向相对；真空电机组，真空电机组内包括一组与上述转盘相配合的真空小功率电机，且真空小功率电机的转子与转轴直连，转盘设于转轴上，并跟随转轴转动；密封壳体，转盘密封设于密封壳体内，且真空小功率电机在真空中直接驱动所述转盘，本发明相较于传统的结构方式，所需要的安装空间较小、中子波段截取的准确性高、中子的通过率、利用率高、降低成本。

本发明公开一种棱柱形气冷微堆燃料孔道端塞，该端塞包括：端塞主体、端塞定位销、驱动杆。端塞主体用于封堵气冷微堆的燃料孔道，端塞主体的内部设有容置腔，容置腔的上端贯穿端塞主体的外壁以形成开口，开口朝向燃料孔道的侧壁，端塞定位销容置于容置腔内，且正对容置腔的开口，端塞主体还开设有连通孔，连通孔与容置腔连通，且连通孔的中心轴线与容置腔的中心轴线相互垂直，驱动杆容置于连通孔内，用于推动端塞定位销朝容置腔的开口移动，进而使得端塞定位销从容置腔中伸出，并卡接入燃料孔道的侧壁中。本燃料孔道端塞能够封堵燃料孔道，且不易脱出。

一种反应堆辐照监督样品抽取装置及方法，包括本体，本体包括夹爪、电极进给电机、气缸、V型导向板、安装背板；滑块轴承；连接销轴、隔离罩；其中电极进给电机和气缸固定在安装背板上，安装背板安装在安装底座上，CRUS机械臂有三角支撑结构，安装底座与CRUS机械臂的三角支撑结构连接，V型导向板通过滑块轴承与安装背板连接，夹爪通过销轴与V型导向板连接固定。本发明利用定位机构下方的摄像系统可实现切割头定位、样品盒焊缝切割过程的全程监控，对比原有摄像系统的单一观察角度，云台摄像观察范围广，占用空间小。

本发明的实施例公开了一种二氧化铀燃料芯块的制备方法。该制备方法包括：步骤S10，还原二氧化铀粉末；步骤S20，混合还原后的二氧化铀粉末与金属铀粉末，并压制得到压坯；步骤S30，在还原性气氛中以及预定温度下，烧结压坯，得到二氧化铀燃料芯块；步骤S40，在真空环境以及预定温度下，对二氧化铀燃料芯块进行退火处理。本发明的实施例采用金属铀粉作为助烧剂添加至UO

本申请涉及一种核电源堆芯结构，包括堆芯基体、燃料通道和气体通道，燃料通道设置在堆芯基体内，气体通道用于供冷却介质流通，气体通道的数量为多个，且气体通道设置在燃料通道的外侧周向。本申请在不增加堆芯基体体积的情况下，气体通道能够大大增加冷却介质与堆芯基体之间的有效换热面积，有效降低冷却介质与气体通道的换热壁面之间的温度差值，从而大大提升了冷却介质与堆芯基体之间的换热效率，使金属材质能够应用于堆芯基体的制作。

本发明公开一种反应堆全工况全范围非能动排出余热系统及其方法，反应堆设于安全壳内，其包括一次侧非能动余热排出系统、二次侧非能动余热排出系统以及控制系统，该一次侧非能动余热排出系统设有第一阀门组件，该二次侧非能动余热排出系统设有第二阀门组件，该控制系统通过控制第一阀门组件和第二阀门组件的开闭以分别控制一次侧非能动余热排出系统和二次侧非能动余热排出系统的启停。该反应堆全工况全范围非能动排出余热系统及其方法减小了一次侧非能动余热排出系统传热面积，因而降低换热管破损风险，避免反应堆含放射性的一回路冷却剂从其边界泄漏，且可以大大一次侧非能动余热排出系统的体积和减小安全壳内换水箱容积，降低建造成本。

本发明属于核燃料元件制造技术领域，具体涉及一种核燃料元件芯块装管装置。包括次组件定位机构、设备主体框架、芯块导套、装管推料结构和控制系统，所述的设备主体框架的下部设置有次组件定位结构，设备主体框架上部的一侧设置有芯块导套，设备主体框架上部的另一侧设置有控制系统，设备主体框架上部的中间设置有装管推料结构。本发明的有益效果在于：(1)自动装管机构可一次完成三根次组件装管，能够满足前后岗位的生产节拍需求。(2)通过设计次组件自动定位机构，实现次组件装管自动定位。(3)在设备操作屏上集成芯块装管重量显示和装管推力显示，并能够推力超限报警，从而实现自动判断芯块装管是否合格。

本发明属于燃料组件特种维修领域，具体涉及一种燃料组件的单棒抽拔工具，包括气缸、插销、外管、内管、伸缩管、定位头和抓爪；所述的气缸与外管连接，外管并伸缩管连接，伸缩管内套装有内管，伸缩管的端部连接有定位头，内管的端部连接有抓爪。本发明的有益效果在于：该发明可远程实现燃料棒的拔出及插入动作；该发明在拔出或插入燃料棒的过程中，燃料棒一直处于保护状态；该发明夹取燃料棒时能提供较大的夹持力，可确保抽拔过程燃料棒不至于松脱。

本发明公布了一种金属燃料挤压坯锭及其制备方法，涉及金属燃料挤压成型技术领域，本发明申请的金属燃料挤压坯锭由金属燃料机加锭与包覆层组成。其制备方法包括：1通过熔炼铸造的方法获得无铸造缺陷或少铸造缺陷的金属燃料铸锭；2通过机械加工扒皮、切冒口、底垫获得目标尺寸金属燃料机加锭；3使用包覆润滑防氧化技术在金属燃料机加锭表面覆盖包覆层，制备金属燃料挤压坯锭。这种金属燃料挤压坯锭不仅能保护金属燃料机加锭在挤压前加热过程中不被氧化，而且在挤压后包覆层也能很好的起到隔绝空气保护挤压制品不被氧化的作用。除此之外，包覆层在挤压过程中有很好的润滑作用，有利于金属燃料顺利挤压，减小模具损耗，减少闷车、断针等事件发生。

本发明属于核燃料芯块制备技术领域，具体涉及一种耐高温材料基体弥散燃料制备方法。原料准备：总体积占比为30％—50％的UC颗粒，总体积占比为70％—50％的球形W粉末；将UC颗粒、球形W粉末和2wt％质量占比的粘结剂进行混合，混料后得到UC颗粒均匀分散到W基体中；将混合后的燃料粉末采用模压成型的方式制备生坯，使用硬脂酸锌混合四氯化碳作为成型润滑剂；采用高温烧结工艺进行耐高温材料基体弥散燃料芯块的烧结，烧结气氛为真空或氩气气氛。通过本发明的制备技术方法，制备得到了一种新型的钨基金属陶瓷燃料，未来可用于小型模块化反应堆，具备一定的应用前景。

本发明涉及核燃料制备领域，尤其涉及一种弥散燃料芯块的制造方法。所述制造方法，包括以下步骤：步骤S1：在模具上散布燃料微球颗粒；步骤S2：在所述燃料微球表面覆盖基体材料粉末，预压成型，脱除模具，形成弥散燃料薄层；步骤S3：将多个所述弥散燃料薄层组合层叠，压制成型，得到燃料芯块成型坯。本发明实现燃料微球均匀排布、间隙精密控制。

本发明属于核设施安全设备技术领域，涉及一种非能动乏燃料水池冷却补水及余热利用系统，包括乏燃料水池、冷却水池、乏燃料衰变余热冷却系统、余热利用系统和非能动补水系统；乏燃料水池内填充冷却剂对乏燃料组件进行冷却，冷却水池位于乏燃料水池的上方。乏燃料衰变余热冷却系统，依靠自然循环能力导出乏燃料水池内乏燃料组件产生的衰变余热；余热利用系统，用以实现乏燃料组件衰变余热能量的转化及利用；非能动补水系统，用以在系统正常运行工况及事故工况下保障乏燃料水池及时补水。本发明提出的系统能够在失去电力的事故工况下，通过非能动的方式实现乏燃料水池的正常及事故工况补水，并解决乏燃料水池存在的经济性较低的问题。

本发明属于核电快堆燃料元件制造技术领域，具体涉及一种燃料组件跳动矫形方法。包括以下步骤：(1)当产生跳动不合格燃料组件时，将组件运输到组件矫形工位；(2)检测组件跳动；(3)将组件管脚端低点向上放置到铸铁平台，利用组件固定工装贴合组件特定位置；(4)将管脚垫高工装穿入到组件管脚特定位置测量管脚变形量，根据跳动超差数值垫高管脚；(5)使用焊缝热处理设备对燃料组件管脚特定位置进行加热；(6)等待组件冷却后拆除工装，自检燃料组件跳动，若不合格重复上述操作，直到燃料组件跳动合格结束组件矫形。使用该方法进行燃料组件跳动矫形，燃料组件跳动超差的问题得到解决，且未对燃料组件焊缝质量造成影响。

本发明提供一种同位素温差发电装置，包括散热器、底座、上盖、热源隔离筒、均热器和温差发电组件。本发明提供的一种同位素温差发电装置，设置独立空间的热源隔离筒，将温差发电装置分为两个密闭腔体，使得温差发电组件与热源分别位于两个独立的密闭空间，更换热源或温差发电组件更加方便。

本申请属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种核电厂安全系统配置系统；该系统包括：用于应对设计基准事故的非能动应急堆芯冷却系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统。大量的非能动系统的配置，充分利用了自然循环、重力等非能动特性，极大提高了核电厂的安全性和可靠性，通过非能动安全系统配置方案取消能动设备、取消外部动力源、减少安全支持系统、取消安全级的应急柴油发电机组等措施，简化系统的设计、建造、运行和维护，在确保安全性的同时进一步提高机组经济性。

本申请的实施例提供了一种空间核反应堆用安全棒及空间核反应堆，空间核反应堆用安全棒包括：屏蔽部，该屏蔽部被构造成柱状结构；燃料部，该燃料部设置于屏蔽部的轴向的一端；以及换热机构，该换热机构的一部分设置于燃料部的内部，该换热机构的另一部分由燃料部伸出；外部的反应堆的堆芯设置有用于容纳屏蔽部并供屏蔽部通过的通道，燃料部被构造成随屏蔽部由脱离通道的次临界位置，向进入通道的运行位置移动，燃料部处于运行位置的情况下，换热机构的由燃料部伸出的部分位于堆芯的外部，以将燃料部产生的一部分热量传导至堆芯之外的宇宙空间。空间核反应堆用包括堆芯、屏蔽体及空间核反应堆用安全棒。

本发明涉及核燃料制备领域，尤其涉及一种弥散燃料芯块的制造方法。所述制造方法，包括以下步骤：步骤S1：燃料微球定点植入在基体材料上；步骤S2：在燃料微球层上铺上基体粉末层并压制成型；步骤S3：在所述成型的基体层上定点植入燃料微球，在燃料微球层上铺上基体粉末层并压制成型；步骤S4：重复步骤S3，最终成型制成燃料芯块成型坯。本发明实现燃料微球均匀排布、间隙精密控制。

本发明属于燃料组件特种维修领域，具体涉及一种燃料组件的锁定管拆装设备。包括吊环、卡爪张合调节机构、加长杆、芯杆、滑锤和拆装头，吊环与卡爪张合调节机构连接，卡爪张合调节机构与加长杆接连，加长杆内设有芯杆，芯杆外套装有滑锤，芯杆的端部连接拆装头。本发明的有益效果在于：该发明可以远距离操作实现在水下对燃料组件上管座锁定管进行拆除和安装；该发明可有效避免拆装或安装过程中锁定管的意外脱落，锁定管拆除后可随设备一起移走；该发明在锁定管的安装拆除过程中可以提供一定的外力，以确保锁定管克服拆装过程中的胀形力。

本公开涉及高端装备技术领域，具体涉及发电设备及低温过热反应装置，反应装置包括：反应腔体；电加热器；氢气供给器；抽真空装置；控制装置，在反应腔体的物料入口加入反应物料并关闭密封盖后，控制分流阀以关闭供气管道而打开抽真空管道，控制抽真空装置工作对反应腔体抽真空，之后控制分流阀以打开供气管道而关闭抽真空管道，同时控制氢气供给器向反应腔体内供给氢气，电加热器工作加热以使反应物料和氢气发生冷核聚变反应产生热量，反应物料是包含镍粉和氢化铝锂的混合物，镍粉是经过预处理之后的镍粉以提升氢化铝锂的吸放氢性能和/或高温过热性能。

本发明公开了一种深海环境下高性能Sr‑90同位素温差电池及其制备方法，属于同位素电池领域，解决了现有的同位素电池不能适用于深海环境的问题。本发明包括相互连接的耐压舱和耐压舱盖，耐压舱内设有舱体绝热层，舱体绝热层内设有同位素热源组件和热电转换组件，耐压舱盖内设有绝热层盖，绝热层盖扣合于舱体绝热层上，耐压舱盖上设有电源接口。本发明针对深海环境设计，使电池具有在深海环境工作的能力。耐压舱结构，可适用于深海的高压环境。采用特殊热源结构设计，减少绝热层面积，绝热层的漏热面积更小，降低电池热耗散损失，起到更好的绝热效果并达到更高的热源温度，提升热源热利用率，从而提升海洋环境下热电转换组件的能量转换效率。

本发明公开一种用于悬浮纳米微粒的真空光镊系统，包括真空光阱生成模块、真空腔模块、信号收集模块和起支模块；真空光阱生成模块和信号收集模块均位于真空腔模块的外部，且分别位于真空腔模块沿光路的两侧；真空光阱生成模块、真空腔模块、信号收集模块满足：真空光阱生成模块的工作距离＞前腔镜的光学厚度；前腔镜的光学厚度、后腔镜的光学厚度，加上前腔镜、后腔镜之间的间距，三者之和，小于真空光阱生成模块的工作距离与信号收集模块的工作距离之和；起支模块包括起支容器、雾化器、连接管道，连接管道用于起支时连接起支容器和放气阀。本发明能够实现小型化和集成化，且真空腔体能够达到的极限真空度更高。

本发明属于核技术应用领域，具体涉及一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法。包括如下步骤，步骤1：明确目标机组堆芯中子源组件的要求；步骤2：根据步骤1中的要求，选取同类型机组不回堆的次级中子源组件，分别从中子源强度和结构进行计算和评估。本发明的有益效果在于：实现新建机组在无初级中子源组件的情况下，首循环装料起堆的堆芯临界监督或在役机组中一组或两组次级中子源组件不可用时，实现转换料过程中的堆芯临界安全监督，保障机组正常起堆，具有极大的经济效益。

本发明公开了一种具有减震功能的医用运输车式的铅罐及其使用方法，涉及铅罐相关技术领域。本发明包括异型板以及处于异型板内侧位置的铅罐本体，锁紧板远离铅罐本体的一侧中部均固定有转动筒；铅罐本体前后方的异型板内底侧均固定有撑板；撑板的侧壁上对应转动筒的位置处均固定有安装筒，安装筒相反于撑板的一侧均设置有工字拉板，铅罐本体的上下表侧均设置有抵接板，抵接板相反与铅罐本体的一侧均固定有曲形弹簧。本发明通过抵接板和曲形弹簧的共同作用，以此对铅罐本体进行缓冲，提高铅罐本体的稳定，同时便于调节铅罐本体的角度，便于取放，且工字拉板与转动筒之间的脱离连接，以此实现快速对铅罐本体的拆卸，提高清理效率。

本申请涉及一种海上核动力装置的停堆处理方法、装置、设备和存储介质。所述方法包括：获取至少两个相同的检测装置采集的海上核动力装置的姿态信息集和运动信息集；其中，至少两个相同的检测装置基于海上核动力装置所处海洋的工况配置，姿态信息集中包括至少两个姿态信息，每一姿态信息包括摇摆角度和/或倾斜角度，运动信息集中包括至少两个运动信息，每一运动信息包括加速度；根据设定角度阈值与姿态信息集中姿态信息的比较结果，以及设定加速度阈值与运动信息集中运动信息的比较结果，确定是否对海上核动力装置进行停堆处理。采用本方法能够很好地判断海洋工况对海上核动力装置带来的安全影响，提高了海上核动力装置的安全性。

一种核反应堆中子测量通道安装设备，包括立柱、环形座、定位筒、旋转安装部件,旋转安装部件与立柱相连接，两者紧密贴合；旋转安装部件与环形座通过定位筒定位安装配合；立柱上设有固定外壳、立柱筋,立柱筋固定在外壳上；上银直线导轨线性滑轨A、上银直线导轨线性滑轨B用螺栓固定在外壳上；手柄连接在外壳的左右两侧；丝杆座A、丝杆座B与外壳上表面螺栓连接；丝杆上承载托板，并在托板之上安装拉压力传感器，并通过拉压力传感器安装板固定；托板与滑托板相接触，斜拉筋连接滑脱板和夹爪部件；立柱底板与固定外壳、立柱筋固定相连，并且在立柱底板中间开有一个圆槽，用于与定位筒的配合；上柱立盖与顶部支撑部件通过螺栓连接。

本申请涉及一种核电站蒸汽发生器堵板泄漏监测系统，包括第一接线装置、第二接线装置、第一信号电缆以及堵板控制装置；第一接线装置固定设置于核电站的反应堆安全厂房内并与核电站的蒸汽发生器布置于同一房间内；第二接线装置固定设置于反应堆安全厂房内，第二接线装置与第一接线装置连接；第一信号电缆穿设于反应堆安全厂房的安全壳，第一信号电缆的一端与第二接线装置连接、另一端与核电站的控制系统连接；堵板控制装置被配置为可移除地布置于蒸汽发生器的旁侧，堵板控制装置与第一接线装置可拆卸连接，堵板控制装置用于获取蒸汽发生器的堵板泄漏监测信号。上述核电站蒸汽发生器堵板泄漏监测系统，实现将堵板泄漏监测信号远传至控制系统。

本发明涉及一种核能热电供热系统，包括：至少一个核能供热装置，核能供热装置包括至少一个蒸汽供应系统，蒸汽供应系统设有蒸汽出口和进水口；蒸汽分配装置，连接蒸汽出口和负荷，让蒸汽进入负荷；给水分配装置，连接负荷和进水口，让负荷内冷却的供热介质经给水分配装置到蒸汽供应系统；以及控制系统，采集核能供热装置、蒸汽分配装置和负荷中的负荷水平信号，并根据采集的负荷水平信号调节核能供热装置、蒸汽分配装置、负荷水平。本发明能够实现反应堆侧和机热负荷侧完全解耦控制，不调堆情况下实现负荷之间的相互调节，尽可能少调堆而多调负荷实现灵活运行组合，在不调堆情况下优化各个负荷的负荷水平组合，实现运行经济最优化。