核物理、核工程

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。

本申请属于核电站反应堆维修技术领域，具体涉及一种核电厂安全壳设备闸门密封锁紧机构；该密封锁紧机构，中电动头组件为密封锁紧机构提供动力输出，外套筒通过安装法兰座上的定位凸台和螺栓实现轴心定位和固定上；锁紧头组件以空心轴输出，通过空心轴端部的牙齿与电动头组件输出轴以牙嵌方式相连；轴承位于空心轴和套筒之间，用于空心轴的回转支撑；套筒用于轴承的轴端定位；密封螺母嵌在空心轴的中空部分，在锁紧螺杆的推动作用下，沿空心轴后退并压缩弹簧，弹簧的压缩力保证密封螺母可靠啮合锁紧螺杆；当密封螺母旋入到锁紧螺杆后，弹簧又回弹伸长到原来长度；锁紧螺杆位于闸门筒体密封面上。该锁紧机构解决了设备闸门门板卡涩的问题。

一种拔出装置(10)，包括被构造为通过没有盖的端部插入到棒(2)的套筒(4)中的附接部分(12)，以及夹持部分(14)，所述附接部分(12)包括沿着纵向轴线(A)的细长的主体(16)和从主体(16)突出的至少一个齿(18)，所述或每个齿(18)被构造为允许用力将附接部分(12)轴向地插入到套筒(4)中，并且与套筒(4)的内表面(4A)接合以防止从套筒(4)中拔出附接部分(12)。

本发明涉及同位素生产技术领域，具体提供一种加速器驱动的液态次临界同位素生产系统，解决现有中子能量较高、能谱不均匀，使得同位素产量较低的问题。本发明的加速器驱动的液态次临界同位素生产系统包括反射层组件、容器和加速器，其中，反射层组件的内部形成有容留腔，在容留腔的内部注有第一溶液，该第一溶液为重水和铀盐溶液的混合物，容器设置于容留腔的内部，在容器的内部注有重水，加速器的下部插于反射层组件的第一通道并延伸至容器的内部并被重水浸泡产生反应以生产中子，中子和容留腔内的铀盐溶液发生核反应，以便中子能量降低，生产同位素，同时容留腔内的重水对中子发生慢化反应，能谱慢化均匀，因此可提高同位素的产量。

本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。

本发明涉及一种基于测量放射性物品状态的运输装置，包括运输箱和物品桶，所述物品桶位于运输箱内部，所述运输箱包括箱体、内衬和内衬盖，所述内衬位于箱体内部，所述内衬上设有与物品桶形状相对应的固定孔，所述内衬盖的一侧可转动连接箱体，所述内衬盖的内部设有地理信息定位和辐射剂量测量模块，所述地理信息定位和辐射剂量测量模块包括主板、探测器以及供电的电源，所述探测器连接主板。与现有技术相比，本发明具有实时监测放射性物质以及稳定性安全性更高等优点。

一种核电站熔融物堆内滞留系统。该系统包括堆外注水系统和堆内注水系统，堆外注水系统用于在反应堆（10）严重事故阶段向反应堆（10）的堆外注水，堆内注水系统用于在反应堆（10）严重事故阶段向反应堆（10）的堆内注水，堆内注水系统使用的水为含硼水。采用堆内堆外同时注水来实现熔融物堆内滞留，大幅提升核电站反应堆（10）的安全裕量。

本发明涉及医疗器械技术领域，尤其是涉及头颈一体式防护铅帽，包括顶部和面罩主体，所述顶部呈扁平状，面罩主体沿顶部外沿与顶部相连接，面罩主体上设置有与佩戴者面部相对应的面部开口部，面罩防护部为一体化设计，不用拼接和缝合，呈现整体性和完整性；包括前额防护部、颈部防护部、侧面防护部以及后部防护部；其中，侧面防护部位于面部开口部两侧，前额防护部位于面部开口部上方，底部与侧面防护部一体化连接，两侧与后部防护部一体化连接，颈部防护部位于面部开口部下方，顶部与侧面防护部一体化连接。

本申请的实施例提供一种发电模块，包括：集热筒体，用于容纳同位素热源；密封壳体，设置在集热筒体外侧，密封壳体与集热筒体之间形成密封间隙；多个散热片，设置在密封壳体外侧，以对密封壳体进行散热；多个热电转换器，设置在密封间隙中，热电转换器的一个端面朝向集热筒体，另一个端面朝向密封壳体，以借助集热筒体和密封壳体之间的温差生成电能。本申请实施例提供的发电模块和发电装置具有较高的热电转换效率。

本发明涉及含陶瓷和金属的多层核燃料棒包壳及其形成方法。多层涂层包括内层、中间层和外层。内层可以形成包壳结构，所述中间层包括复合材料，其包括：包括编织或编造的碳化硅纤维的机械自锁陶瓷纤维和基体，所述机械自锁陶瓷纤维提供机械支撑，所述基体选自包括碳化硅、氧化铝、以及它们的混合物或组合的组。或者，复合材料包括包含编织或编造的碳化硅纤维的机械自锁陶瓷纤维，所述机械自锁陶瓷纤维在机械自锁陶瓷纤维的纤维束之间不存在机械约束基体的情况下提供机械支撑。中间层显示出保持燃料碎屑的能力。外层可延展且可重整，沉积在中间层的外表面上，包括带有钇的铁‑铬‑铝合金。多层包壳有效保护包壳结构的内含物免于暴露于高温环境中。

本发明涉及一种基于梯度多孔结构的中子防护装置和方法，防护装置包括与被屏蔽结构相适应的外壳，外壳内固设有梯度多孔结构，梯度多孔结构设有多个互相连通的孔隙，梯度多孔结构的孔隙率在三维方向梯度渐变，孔隙内填充有防护填充物。由于梯度多孔结构的孔隙率在三维方向梯度渐变，因此，在孔隙率较高处填充有较多的防护填充物，防护填充物占比更高，可用于贴近被屏蔽结构，具有较好的屏蔽效果；在孔隙率较低处填充有较少的防护填充物，梯度多孔结构占比更高，具有较好的力学性能，可用于连接外部固定结构，延长了防护装置的使用寿命。本发明的防护装置能够同时兼顾屏蔽效果与力学性能，提高了防护装置的中子屏蔽效率和服役寿命。

提供了一种电气贯穿件及其制造方法，该电气贯穿件包括导针、壳体、玻璃以及内引导面和/或外引导面。壳体位于导针的径向外侧。玻璃位于导针和壳体之间，使导针和壳体彼此绝缘。玻璃与导针限定轴向内异质界面，玻璃与壳体限定轴向外异质界面。内引导面与玻璃限定内裂纹面，内裂纹面从玻璃的轴向端面延伸至轴向内异质界面。外引导面与玻璃限定外裂纹面，外裂纹面从玻璃的轴向端面延伸至轴向外异质界面。这样，电气贯穿件能够具有较好的稳定性和耐久性。

本发明提供了一种水箱支撑装置，应用于核电厂，包括：安全壳、若干个水箱单元、若干个连通部件和若干个支撑部件，其中，所述安全壳套设于所述核电厂外部，所述安全壳尺寸与所述核电厂的机组大小相匹配；所述若干个水箱单元通过钢筋内嵌于所述混凝土结构并以水平方向依次串联于所述安全壳的外侧，形成围绕于所述安全壳的环形水池；所述若干个连通部件内嵌于所述混凝土结构中并将水箱单元与相邻的水箱单元连通；所述若干个支撑部件顶部与水箱单元底部固定连接，所述若干个支撑部件底部与所述核电厂的周围建筑顶部固定设置。本发明可以提高核电厂大型水池的稳定性。

基于液/气态源项的三维阵列结构辐致荧光同位素电池，闪烁晶体呈柱状阵列结构分布，通过晶体表面的反射层制备，实现辐致荧光光子的定向出射；闪烁晶体阵列间隙处填充同位素源，间隙位置宽度设置为放射源的最优化加载厚度；透明波导底部制备增透层，使光子有效出射；金属外壳与透明波导之间紧密键合，将液态同位素源与闪烁晶体阵列密封形成辐致荧光组件；光伏单元与辐致荧光组件之间填充光学耦合层，减少光子能量的损失。采用源项与荧光层的三维耦合结构，提高衰变粒子与荧光层的碰撞界面，增加反应比表面积，高效利用源项各个方向出射的粒子，并实现辐致荧光光子的定向出射提升辐致荧光功率密度，切实提高同位素电池的能量转化效率与应用价值。

一种检查系统，包括用于支撑燃料芯块(4)使得每个燃料芯块(4)的芯块轴线(A)与参考轴线(B)重合的支撑装置(20)，以及被布置为用于光学地测量燃料芯块(4)的光学测量装置(40)，光学测量装置(40)包括被配置为用于发射沿着光轴(C)传播的光束的光发射器(42)和被布置为用于接收光束(44)的光检测器(46)，其中每个燃料芯块(4)中断光束(44)并且产生投射在光检测器(46)上的阴影，光学测量装置(40)包括被配置为用于分析阴影以检测每个燃料芯块(4)的端面(10)和/或侧面(8)上的可能缺陷的测量模块(48)。

本发明公开一种卧式气冷堆的前隔热屏蔽层结构以及包括该前隔热屏蔽层结构的卧式气冷堆，所述前隔热屏蔽层结构包括金属砖、炭砖、锁紧机构，所述金属砖的一端面与所述炭砖的一端面贴合，并且所述金属砖的中心设有第一通孔，所述炭砖的中心设有第二通孔，所述第一通孔与所述第二通孔连通以形成冷却剂通道，并且所述第一通孔与所述第二通孔的直径相同，所述锁紧机构用于连接并锁紧所述金属砖与所述炭砖。所述前隔热屏蔽层结构能够减小冷却剂进入堆芯前的流动阻力。

本发明公开一种激光惯性聚变包层及其设计方法，所述包层按照与聚变反应中心距离由近到远分为：钨盔甲、第一壁、氚增殖自冷区、背板；所述设计方法首先建立包层简化径向分区三维模型，再对模型进行中子输运计算得到包层氚增殖率及核热沉积空间分布；结合材料特性进行热工计算，得到包层内温度分布；综合包层氚增殖率和温度分布，采用优化算法确定包层各功能区的径向尺寸合理区间，之后进行精细建模，在区间内优化设计直至满足标准；该聚变包层及其设计方法能在保证精度的基础上，以球型径向分区模型代替传统包层工程设计中完整包层模型，避免了多物理场耦合计算中复杂模型的建立，优化了包层的设计流程，设计出适用于激光惯性约束聚变的包层。

本发明的实施例公开了一种钠冷却反应堆系统。钠冷却反应堆系统包括：多个反应堆，反应堆包括堆容器、堆芯和钠冷却剂，钠冷却剂容纳于堆容器内，堆芯设置于堆容器内，钠冷却剂用于吸收堆芯的热量；钠管道，钠管道连接于多个反应堆的堆容器之间，用于将多个反应堆的堆容器串联形成钠循环回路，钠冷却剂在多个反应堆的堆容器以及钠管道中循环；热交换装置，连接于钠管道中，用于冷却吸收堆芯热量后的钠冷却剂；钠驱动装置，连接于钠管道中，用于驱动钠冷却剂在钠循环回路中循环。本发明实施例中的钠冷却反应堆系统打破传统的单堆芯设计，将多个反应堆堆芯串联运行，多个堆芯共用一个钠回路系统，提高了反应堆系统的热效率。

本发明公开了一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全系统及安全控制方法，安全系统包括用于容置反应堆压力容器的堆坑、冷却水池、冷却通道以及注水管线；所述冷却水池设置在所述堆坑的外围，所述冷却通道设置在所述堆坑的底部并与所述冷却水池相连通；所述注水管线连接在所述冷却水池和堆坑之间，所述冷却水池内的冷却水在重力作用下通过所述注水管线以非能动方式注入所述堆坑。本发明的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全系统，满足在严重事故等工况下，在不依靠外部交流电源情况，利用重力势能往堆坑进行非能动注水，系统简单、可靠性高。

本发明涉及一种复杂成分放射性废液的处理方法，步骤为：含有机物废液中加入氢氧化钠和蔗糖溶液预处理后进行氧化分解处理；调节pH值，蒸汽加热，在超重力状态下旋转分离废液中的氨并回收，脱氨废液调pH值后输入一级反渗透单元，循环浓缩，浓缩后的一级浓相进行旋转蒸发和结晶，废液蒸汽与一级淡相送至二级反渗透单元进行循环浓缩，得到的二级浓相循环处理；将二级淡相进行排放或将其输入反渗透+EDI单元中深度处理后回用。本发明设计了优先处理含有机物废液，再合并处理不含有机物废液的工艺流程，形成简单高效的工艺路线；具有高效清晰、净化彻底、操作方便、简单可靠的优点，有效解决复杂成分放射性废液的净化处理问题。

本发明涉及一种微型裂变电离室故障诊断方法和系统，包括：对同一台压水堆核电机组中的微型裂变电离室进行监测，并在任意一个微型裂变电离室发生校刻系数或坪斜异常时，获取待诊断的微型裂变电离室的故障类型；若故障类型为校刻系数超标，则采用预设校刻系数诊断方法对待诊断的微型裂变电离室进行诊断；若故障类型为坪斜异常偏大或超标，则采用预设坪斜诊断方法对待诊断的微型裂变电离室进行诊断。本发明采用预设校刻系数诊断方法基于校刻系数的物理意义进行诊断，诊断依据更加充分，同时采用预设坪斜诊断方法进行诊断，解决了仅凭坪斜异常偏大或超标进行判断的依据不充分的问题，而且，本发明的诊断方法逻辑清晰，依据充分，可以实现有效的诊断。

本发明涉及一种重水反应堆乏燃料运输篮，更具体地，涉及一种为仅运输健全性测试所需的预定量的乏燃料的的重水反应堆乏燃料运输篮，其最小化容纳空间、最大化厚度，从而可以减轻测试人员处理乏燃料的负担。为此，本发明提供一种重水反应堆乏燃料运输篮，其特征在于，包括：篮本体，形成容纳空间，并设置有划分所述容纳空间的内部支架；燃料袋，设置在通过所述内部支架划分的各个容纳空间的一侧，且设置成能够向所述容纳空间的另一侧旋转，并形成有向上开口的拆卸槽，以使容纳乏燃料的燃料盒可拆卸；以及盖体，打开和关闭所述篮本体的容纳空间，并以螺纹方式连接到所述篮本体。

本发明提供一种反应堆压力容器的辅助安装组件及安装方法。所述反应堆压力容器辅助安装组件用于辅助压力容器安装至安装腔室，压力容器包括：压力容器本体，压力容器本体的侧壁具有多个本体限制件，安装腔室的内壁分布有多个安装腔室限制件，用于与多个本体限制件匹配；圆盘支撑，用于被吊装；以及连接吊杆，连接圆盘支撑与压力容器本体；辅助安装组件包括：多个导向组件，导向组件包括导向柱以及导向套；激光跟踪仪，设置于安装腔室的顶部，其激光跟踪仪监测标靶设置于压力容器本体及圆盘支撑，用于动态监测多个安装腔室限制件与对应的多个本体限制件的配合间隙。可实现对压力容器的快速准确的定位安装。

本发明提供了一种用于处理放射性物料的装置，包括物料容器、物料通道和屏蔽结构，屏蔽结构包括第一级屏蔽和第二级屏蔽，第二级屏蔽位于第一级屏蔽的外部，第一级屏蔽包括容器屏蔽和通道屏蔽，物料容器的外部设置容器屏蔽，通道屏蔽至少部分围绕装置内的物料通道，物料通道外周被屏蔽结构全部围绕，第二级屏蔽包括屏蔽窗。该装置中设置屏蔽窗，更便于工程人员在装置运行中进行操作、检视和维修，降低核设施维护难度，同时通过调整容器屏蔽和通道屏蔽的参数，选用最优屏蔽材料和结构组合防护和屏蔽电离辐射，减少装置厚度和重量，降低建造和运维成本。

本发明公开了一种基于泡沫金属的非金属包壳棒状燃料元件，包括芯块，所述芯块外套设有包壳，所述包壳和所述芯块之间设置有泡沫金属层；所述泡沫金属层的厚度为0.1mm‑2mm，所述泡沫金属层的气孔平均直径为0.01mm‑1mm，所述包壳的材质为碳化硅。整个棒状燃料元件抵御事故的能力。

本发明提供一种中低放核固体干废物处理方法及系统，包括：核固体干废物精细化分类、装袋；无人小车自动抓料、识别干废物类型并输出路径选择信号；万能撕碎机对干废物进行无差别粉碎，得到干废物的碎片；路径选择装置根据信号自动选择路径，将碎片直接运输到或经过在线筒洞式烘干器烘干后再运输到自动桶位选择装置处进行桶位选择；装桶装置将碎片装入各桶位处的钢桶中；初级压缩机对桶中的碎片进行多次压缩直至钢桶装满；钢桶自动封盖装置对干废物桶进行封盖；超级压缩机对封盖后的钢桶进行压缩得到压缩桶饼；桶饼优选装置将桶饼装入钢桶进行灌浆封盖养护后贮存；整个流程不需要人员近距离操作，实现了核固体干废物全流程自动化处理。

本发明公开了一种反应堆屏蔽组件，可用于反应堆压力容器，所述反应堆屏蔽组件包括屏蔽件及至少一个热管；其中，屏蔽件设于压力容器外围，热管中设有相变换热介质和毛细结构；热管包括至少部分嵌入屏蔽件的嵌入段、设于屏蔽件外部的换热段；嵌入段中的相变换热介质吸收屏蔽件的热量汽化，流至换热段中换热冷凝，并通过毛细结构回流至嵌入段。本发明的反应堆屏蔽组件通过将热管部分嵌入屏蔽件，大大提高了屏蔽件的散热效率，长期稳定地维持屏蔽件的屏蔽功能。

本发明涉及一种大功率反应堆用带滞留篮的压力容器及反应堆系统，包括压力容器本体，压力容器本体的下封头内部设置有与下封头形状相匹配的滞留篮，滞留篮采用导热材料制成，下封头内表面与滞留篮外表面之间形成冷却通道，滞留篮通过多个支撑部件与下封头的内表面固定连接，滞留篮的上表面设置有难熔层，采用本发明的压力容器，避免了反应堆发生严重事故时，采用压力容器外部冷却对熔融物进行堆内滞留的缺陷。

本发明提供一种石墨熔盐堆、石墨熔盐堆系统及其使用方法，该石墨熔盐堆包括石墨组件，石墨组件在石墨熔盐堆的高度方向上分为多层，每层石墨间互相隔离；该石墨熔盐堆系统包含前述的石墨熔盐堆。上述石墨熔盐堆、石墨熔盐堆系统及其使用方法，通过将石墨分为多层，并降低熔盐流经石墨时的压力，配合泵、阀等部件的开闭，使得石墨熔盐堆内的熔盐压力变化与石墨内部气压相对应，从而使得石墨不会被熔盐浸渗，同时使得熔盐可自然流出流入石墨熔盐堆，无需其它装置辅助。

本申请属于压水堆反应堆机组控制棒驱动控制技术领域，具体涉及一种压水堆反应堆机组控制棒带棒动作试验方法及系统。该方法，应用于压水堆反应堆机组控制棒带棒动作试验系统，该系统包括：棒控电源柜、电流采集传感器、信号采集机柜和松脱部件监测系统；该方法，包括：将电流信号波形与典型的正常动作波形进行对比分析，确定控制棒控制驱动系统设备是否正确发出控制棒动作信号命令；并根据电流信号波形和松脱部件监测系统采集的振动波形信号及声音信号，确定控制棒驱动机构是否正常动作。该方法能够协助监视及判断控制棒驱动机构的实际动作状态，提高控制棒带棒动作试验效率，缩短试验执行时间和试验后状态恢复时间。

本发明涉及一种核燃料组件外观检查设备及检查系统，包括：第一筒体、摄像机、第二筒体以及反射镜。上述的核燃料组件外观检查设备及其布局方案，使得摄像机可以在核燃料水池的水面之上对核燃料水池水下的核燃料组件进行外观检查，从而减小了核燃料水池对摄像机的辐射，提高了摄像机的寿命、使得摄像机性能更加稳定，同时也使得维修在水面之上进行，使得维修更为方便，也减小了操作人员被沾污的风险。同时将两个第一外观检查设备沿核燃料组件的横截面的对角线对角设置可以检查核燃料组件的四个侧面，一个第二外观检查设备第二筒体的第一端的开口朝向核燃料组件具有号码的侧面，用以检查并核对核燃料组件侧面的号码。

本发明属于核电站控制技术领域，具体涉及一种核电厂Ag‑110m净化系统及方法，该系统包括反应堆装置、一回路主管道、反应堆特排水系统、化学和容积控制系统、一回路冷却剂暂存系统、一回路冷却剂暂存系统阳离子过滤器、一回路冷却剂暂存系统树脂捕集器、化学和容积控制系统上充阀门。本发明实施窗口与机组状态和大修关键路径相匹配，不影响其他运行系统的隔离操作和检修工作，能够有效利用寿期内树脂的净化能力，不产生额外的放射性废物；通过建立一回路闭环净化方式，不会造成一回路介质损失，也不产生额外的放射性废液。

本发明提供了一种耦合碳14与氚放射源的同位素电池，其包括：辐射金刚石半导体换能器件，由碳14合成，其释放出的贝塔射线(β‑射线)与自身金刚石晶格作用，产生电子空穴对；储氢金属，设置于同位素电池辐射金刚石半导体换能器件的两侧，其内部储氚，外表面沉积阻氚涂层。本发明的方案，由碳14合成的辐射金刚石半导体换能器件，与氚放射源的放射类型一致，均释放贝塔射线，实现放射源与半导体换能器件较好的耦合。放射源释放的粒子的能量很好地被半导体换能器件利用，提高了辐射伏特效应同位素电池的输出功率。

本发明涉及一种在熔盐浴中氧化处理放射性废树脂的系统及方法，包括预处理单元、进料单元、高温反应单元和出料单元，所述预处理单元用于将待处理的放射性废树脂的含水率控制在15％以下，并且将含水率在15％以下的放射性废树脂转运至高温反应单元；所述进料单元用于将氧化气体、惰性气体以及碳酸盐转运至高温反应单元；所述高温反应单元包括熔融炉，所述熔融炉用于将进料单元转运的放射性废树脂在高温熔盐浴中的氧化处理，处理后得到放射性废盐；所述出料单元用于接收熔融炉中处理后得到的放射性废盐。与现有技术相比，本发明具有放射性废树脂的分解效率高、减容效果显著、减少了放射性废物的夹带排出、安全性较好等优点。

本发明涉及一种核电站循环水温度控制装置，包括：待冷却设备，流入管路，流出管路和回流管辂，其中，流入管路连接于待冷却设备，用于供冷却液冷却待冷却设备；流出管路连接于待冷却设备，用于供吸收待冷却设备热量后的冷却液流出；回流管路用于承载流通流出管路流出的冷却液，流出管路内的至少部分冷却液能够经回流管路回流至流入管路。由于高温冷却液能够自回流管路流出到流入管路，可以和流入管路处的低温冷却液混合在一起，提高了原来冷却液的温度，降低了结冰的概率，同时也降低了堵塞流入管路中过滤件的概率，减少了因循环水流量不足而引发反应堆跳堆的风险，有效提高了核电站的安全可靠性能。