核物理、核工程

本发明涉及生产同位素领域，具体提供一种用于生产同位素的液态靶装置，旨在解决现有液体靶装置的靶体内靶液冷却能力不足，造成生产同位素产量低的问题。为此目的，本发明的用于生产同位素的液态靶装置包括靶体法兰、靶体和靶体法兰冷却结构；靶体法兰的内部设有开放腔；靶体的后部插于开放腔并在靶体内注有靶液；靶体法兰冷却结构包括形成于靶体后部外壁和开放腔壁之间的靶体法兰间隙、以及构造于靶体法兰内部并环绕开放腔外侧周向的多个靶体法兰冷却流道并和靶体法兰间隙连通，设有流动的靶体法兰冷却液为靶体和靶液降温。靶体后部被多个靶体法兰冷却流道和靶体法兰间隙包围，靶体内的靶液降温均匀、降温速度快，可提高同位素产量。

本发明公开了一种凝汽器壳体热井一体化模块的引入安装装置及方法，涉及到设备吊装安装技术领域，包括钢平台、轨道、重物移运器、牵引装置和轨道拆除滚轮装置。本发明中，解决了核电站常规岛厂房因厂房内行车设计无法满足壳体热井一体化模块吊装引入的问题，同时解决了壳体热井一体化模块在基础弹簧支座上无法直接拼装的问题，从技术、质量、安全方面均能实现核电站常规岛凝汽器壳体热井一体化模块的引入及拼装。

本发明公开了一种满足千秒等离子体运行的粒子再循环控制系统及方法，包括热氮气高温烘烤系统、低温等离子体放电清洗系统、面向聚变装置等离子体的器壁表面温度监测及反馈控制系统、等离子体放电前的镀膜壁系统及实时表面涂层系统。本发明采用几种燃料粒子再循环控制方法的协同作用，降低千秒量级等离子体放电中燃料粒子从器壁的释放，进而减少燃料粒子返流进入等离子体，降低燃料粒子再循环，有助于千秒等离子体放电密度的稳定控制。

本发明公开了一种压水堆核电站事故后堆芯非能动冷却系统，涉及核电站安全技术领域，解决了现有非能动冷却系统寒冷地区冬季无法对安全壳有效冷却的问题，提高了安全性，具体方案如下：包括屏蔽厂房、设置在屏蔽厂房内的安全壳和设置在安全壳内的压力容器，安全壳顶部中部位置固定设有冷却水分配盘，屏蔽厂房顶部设有与冷却水分配盘连接的冷却水箱以及贯穿屏蔽厂房顶部的空气流道，屏蔽厂房的筒体上设有若干空气入口，安全壳周侧设有导热板，导热板内含有传热工质以及用于隔热的隔板，导热板的下端与屏蔽厂房底部之间具有允许空气通过的空间，部分导热板的顶部与屏蔽厂房的顶部内壁固定连接并设有气体通道，部分导热板的顶部延伸至冷却水箱内。

本发明涉及一种RPV整体螺栓拉伸机的对中执行装置，主要包括四组安装在RPV整体螺栓拉伸机支撑环上的伺服推力装置及电控箱。RPV整体螺栓拉伸机在作业过程中，需要与反应堆压力容器的所有螺纹孔中心对中，确保RPV整体螺栓拉伸机在栽入或旋出主螺栓时的安全可靠。本发明采用一种对中执行装置，可使RPV整体螺栓拉伸机在吊装状态下，根据RPV整体螺栓拉伸机控制系统提供的位置信号，驱动RPV整体螺栓拉伸机移动并可靠保持在对中位置上，自动完成RPV整体螺栓拉伸机与反应堆压力容器的对中。本发明解决了RPV整体螺栓拉伸机与反应堆压力容器螺纹孔的对中问题，提高了对中精度和对中效率，提高了主螺栓栽入/旋出过程中的可靠性，降低了操作人员的劳动强度和受辐照剂量。

本发明涉及放射源领域，提供一种密封放射源，包括：第一壳体，构造有第一容置腔，设有第一开口；第二壳体，设置在第一容置腔，构造有第二容置腔，设有第二开口，第一开口和第二开口的朝向相反，所有开口通过壳盖焊接密封；放射源源芯，设置在第二容置腔中。本发明提供的密封放射源，通过在第一壳体中构造具有第一开口的第一容置腔，将第一容置腔中设置具有第二容置腔的第二壳体，并将第二容置腔的第二开口与第一开口朝相反方向设置，以增加密封行程，保证密封放射源的可靠性和稳定性，同时在第一壳体上设置挂耳，使得可通过挂耳悬挂整个密封放射源，控制密封放射源的在一定的空间移动，从而该密封放射源能够在特种场所以及科学研究中使用。

本发明公开了一种压水堆燃料棒表面污垢物质沉积实验装置及方法，实验装置包括由高压反应釜、回热器、冷凝器、主水箱、高压柱塞泵、流量计、预热段及相关连接部件组成的主回路系统，由温度传感器、压力传感器和离子浓度检测计组成的测量系统，由补水箱、离子补充液箱、补水泵、过滤器、流量计、搅拌装置、排污阀和排污水箱组成的离子浓度控制系统，由直流电源、可变功率变压器组成的电加热系统；本发明还提供了该系统的实验方法；本发明能够满足不同工况下压水堆燃料棒表面污垢物质沉积实验研究，能够准确对实验的温度、压力、流量、离子浓度的不同工况参数进行控制。

本发明属于反应堆堆外核仪表系统技术领域，具体涉及一种用于核电厂功率量程探测器的定位容器。本发明包括外壳、镉视窗、中子慢化块、内壳、定位销、绝缘支撑块、压紧工件，所述外壳的内部设有内壳，所述外壳与内壳之间安装有镉视窗，包裹在内壳与堆芯方向中子慢化块的外表面上，所述外壳与内壳之间填充有中子慢化块，所述中子慢化块包括堆芯方向中子慢化块和散射中子慢化块，远离堆芯方向的外壳的外壁上，设有定位销，所述外壳一端设有绝缘支撑块，所述外壳的另一端设有压紧工件，所述压紧工件位于外壳与内壳之间，用于压紧中子慢化块。本发明实现将堆芯泄漏的快中子慢化为热中子用于电离室的测量并屏蔽除来自于堆芯方向外的中子。

本发明公开了一种带有能动与非能动水冷热阱的潜式安全壳，包括形成有封闭回路的壳本体及水冷热阱；壳本体呈潜式，其内部包括连通的腔体及堆坑，堆坑相较腔体更靠近壳本体底部；水冷热阱包括连通腔体的输入通道、连通堆坑的输出通道、循环泵、模式切换阀、外部水池及换热器；循环泵与模式切换阀并联设置，水冷热阱具有多模式，能动模式下，模式切换阀关闭，循环泵开启，回路中进行能动循环；非能动模式下，循环泵关闭，模式切换阀开启，进行非能动循环。本发明结合能动与非能动两种方式，满足长时效的排热需求；此外，能动模式的低功耗循环泵驱动回路中的循环，用电需求小及热阱能力强；再者，潜式壳体与外置水池对安全壳结构载荷小与抗震要求低。

本发明属于核电厂一回路系统控制领域，具体涉及一种核电厂反应堆除氢方法，包括：第一阶段：反应堆达到冷态后，一回路开始降液位至低于热管段上沿300mm；第二阶段：反应堆解密封前进行氮气吹扫；第三阶段：反应堆一回路系统解密封。本发明方法将稳压器、压力容器、蒸汽发生器顶部的反应堆厂房设备排气系统管道联通，分别从压力容器、蒸汽发生器顶部的排气阀供入氮气，经过堆芯和一回路联通，从稳压器顶部排气管线排往泄压箱，通过氢燃烧系统，对排气进行处理和排放。本发明不需要解除控制棒驱动机构顶部结合面密封操作，不占用大修关键路径，节约大修工时，降低了工业安全风险。

本发明涉及冷原子钟技术领域，提供了一种用于冷原子钟的多功能微波腔，包括腔主体以及分别设置于腔主体上下两端的上端盖和下端盖。本发明提供的用于冷原子钟的多功能微波腔能够实现对处于腔主体内部中心的原子进行激光冷却、选态和探测等操作，使得微波腔由单一的微波激励功能扩宽至满足冷原子钟全部操作的多功能微波腔，提高了微波腔利用率，使得冷原子钟整体体积重量得到较大缩减，并将冷原子钟的原子作用区由分离式变为一体式，降低了系统死时间，使Dick效应大为降低，同时减小了原子的损耗，降低了量子投影噪声。

本发明涉及一种制备UO

本发明属于核科学技术领域，具体涉及一种等离子体密度极限破裂预警和缓解系统，该系统包括：等离子体、扰动量测量诊断系统、平衡量测量诊断系统、频谱分析仪、一般鱼骨模色散关系求解器、中央处理器、送气控制系统、托卡马克送气系统、电子回旋加热控制系统，电子回旋管、射频波天线和警示灯。本发明系统针对磁约束聚变装置高电子密度运行时容易产生等离子体破裂的实验现象，通过测量高密度条件下激发的动理气球模作为预警信号，通过送气系统和电子回旋加热系统等外部手段降低电子密度或者控制动理气球模从而实现对密度极限破裂的缓解。

本发明涉及同位素生产技术领域，提供一种基于质子加速器的钼锝同位素生产固态靶装置，旨在解决现有基于质子加速器的钼锝同位素生产固态靶装置无法同时生产同位素Tc‑99和符合要求的同位素Mo‑99，功能单一的问题。本基于质子加速器的钼锝同位素生产固态靶装置包括加速器、第一Mo‑100靶和第二Mo‑100靶；加速器用于产生质子束流；第一Mo‑100靶设置于加速器的侧部，质子对第一Mo‑100靶辐照产生Mo‑99；第二Mo‑100靶设置于第一Mo‑100靶的侧部，穿透第一Mo‑100靶的质子对第二Mo‑100靶辐照产生Tc‑99。设置第一Mo‑100靶和第二Mo‑100靶，生产同位素Tc‑99的同时能够生产符合要求的同位素Mo‑99，装置增加功能。

用于核反应堆的安全系统包括第一安全壳结构和第二安全壳结构。双层安全壳配置被设计和配置成以独立的冗余满足所有设计基准事故和超常设计基准事件。控制反应性、衰变热排出和裂变产物保留的其余系统可以被分类和设计为商业系统、结构和部件，并且因此可以根据用于商业系统的适当质量等级进行设计和获得许可。

本申请涉及一种系统控制方法、装置、计算机设备和存储介质。所述方法包括：获取至少两个相同测量装置测量的核电站调节系统的实际工作数据，根据各实际工作数据，确定当前控制数据，根据当前控制数据，对核电站调节系统内的控制单元进行控制。采用本方法能够提高核电站调节系统运行的稳定性。

本发明提供一种高温气冷堆装料电机控制提升球数的装置与方法，属于高温气冷堆技术领域。本发明的装置包括：第一启动单元，用于在满足装料条件时，第一次启动所述装料电机；停止单元，用于在所述第一计数器计数后，停止所述装料电机；第二启动单元，用于在所述第二计数器计数后且所述装料管道内球数小于上限值时，第二次启动所述装料电机。本发明能够自动控制装料电机，减少装料过程中使用的转动设备数量，并保证在满足装料效率的基础上装料管道球数不超限，从而保障燃料装卸系统稳定、高效的运行。

本申请公开了一种离子阱装置，包括平行设置的上层PCB板和下层PCB板，其中，上层PCB板的中部区域经挖空处理形成狭长型的第一区域，第一区域的两侧分别为上层直流电极板和上层交流电极板，上层直流电极板经分割处理形成间隔地布置的多个直流电极；下层PCB板的中部区域经挖空处理形成狭长型的第二区域，第二区域的两侧分别为下层直流电极板和下层交流电极板，其中，下层直流电极板经分割处理形成间隔地布置的多个直流电极；第一区域与第二区域连通成为离子阱装置的微粒囚禁区域；在离子阱装置的微粒囚禁区域的两端设置有端电极，端电极平行于上层PCB板和下层PCB板。本申请提出的离子阱装置实现了对单个微粒运动的控制。

本发明公开一种棱柱式高温气冷堆堆芯结构，包括堆芯本体，堆芯本体包括燃料组件、反射层组件、集气结构组件、以及底板，反射组件包括上反射层、中心反射层、侧反射层、以及下反射层，燃料组件内设有第一冷却剂通道和第二冷却剂通道，上反射层内设有气腔，侧反射层内设有上升通道，下反射层内设有第一分气通道和第二分气通道，集气结构组件内设有进气通道和集气通道，底板上设有第一进气口和第二进气口、以及出气口。本发明可在堆芯内构建双流程流道，实现冷却剂两流程式流动方式，使得冷却剂能够更为有效的冷却堆内高温区域的燃料组件，提高反应堆整体性能。

本发明公开了一种紧凑式的熔融物瞬态反应模拟装置及模拟方法，涉及核工业研究技术领域，解决了现有熔融物瞬态反应试验装置真空要求高、试验效率低的问题，提高了试验效率及准确性，具体方案如下：包括水冷坩埚、套设在水冷坩埚上的加热机构和屏蔽机构，所述水冷坩埚的顶部设有盖板，盖板上设有测温通道和投料通道，所述盖板分别与用于提供密度大于空气的惰性气体的供气系统和用于测量氧气含量的监测系统连接，所述屏蔽机构位于加热机构与水冷坩埚之间，所述屏蔽机构与盖板滑动连接以上下移动。

本发明提供一种乏燃料贮存格架及其装载方案的制定方法和装置，制定方法包括：按反应性大小对N种乏燃料组件进行排序后划分为M个大类，将M类且每类至少一组组成的多组乏燃料组件，在贮存格架中形成m×n的最小布置单元，每组乏燃料组件占一个贮存格，多个最小布置单元周期性排列在贮存格架中，根据最小布置单元内乏燃料组件组的位置，以及M、m和n的数值，形成多个乏燃料贮存格架布置方案，计算各布置方案中的乏燃料组件的整体反应性，选择整体反应性最低或较低的乏燃料贮存格架布置方案作为最终的乏燃料贮存格架布置方案。本发明可以在满足乏燃料贮存格架贮存目标堆芯绝大多数卸料乏燃料组件的设计要求下，提高乏燃料贮存格架的经济性。

本申的实施例请提供一种用于放射性物质处理的装置，其包括：装置本体以及管线承载部，装置本体形成有容纳空间，管线承载部设置于装置本体，其中，容纳空间设置成容纳清理放射性物质的可移动设备，可移动设备具有管线，管线被设置于管线承载部。这种用于放射性物质处理的装置可以通过可移动设备安全、高效地处理放射性物质，并且适合用于具有管线的可移动设备，提升了用于放射性物质处理的装置的使用场景。

公开了一种非能动核反应堆控制装置。所述非能动核反应堆控制装置包括：密封的室，所述密封的室包括储蓄器和与所述储蓄器流体连通的管。熔盐在所述密封的室内，所述熔盐是一价金属卤化物与一种或多种镧系元素的氟化物或氯化物和/或铪的氟化物或氯化物的低共熔混合物。气体在所述密封的室内，并且所述气体不与所述熔盐反应。

一种核电站具有核反应堆，核反应堆包括反应堆压力容器，反应堆压力容器容纳多个包含裂变材料的燃料棒。该核电站还具有用于将反应堆压力容器浸没在水中的装置，从而在需要冷却核反应堆的紧急情况下水冷反应堆压力容器。该核电站还具有位于反应堆压力容器的外部的一次堆芯捕集器，一次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出反应堆压力容器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料制成。该核电站还具有在一次堆芯捕集器外部的二次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器衬有罐，罐在核电站的正常使用中充满水以浸没一次堆芯捕集器并由此水冷一次堆芯捕集器。二次堆芯捕集器也由适于在熔融物逸出第一堆芯捕集器的情况下保持熔融熔融物的材料制成。

本发明属于乏燃料后处理技术领域，具体涉及一种用于热室乏燃料氧化挥发的装置及方法，用于乏燃料的氧化挥发处理，其中的装置包括设置在热室内的密封的加热炉体(2)和设置在所述加热炉体(2)内的反应罐(3)，所述加热炉体(2)能够在所述热室外进行远程控制；该装置结构简单，占地面积小，便于在热室内利用机械手进行操作，利用该装置及方法，可有效实现乏燃料的氧化及包壳与粉末的分离，极大方便了后续包壳与粉末的分析，对于推进氧化挥发相关研究具有重要意义。

本申请公开了一种多层膜劳厄透镜，包括层叠设置的多层功能膜层，各所述功能膜层相对于所述多层膜劳厄透镜的透光轴倾斜设置，所述功能膜层包括层叠设置的吸收层和间隔层，相邻所述功能膜层的所述吸收层和所述间隔层交替设置；至少部分层数区间内的所述功能膜层的梯度呈线性变化。上述方案，由于至少部分层数区间内的所述功能膜层的梯度呈线性变化，也即相邻功能膜层的梯度增量是恒定的，这样，仅需要对梯度呈线性变化的所述功能膜层进行统一的标定，也即在这些层进行制备时，采用统一的制备工艺及参数，因此，降低了楔形多层膜劳厄透镜的制备难度。

本发明公开一种碳材料体约束结构，包括约束结构本体。约束结构本体用于约束气冷堆的散体结构，散体结构呈柱形，包括一个或多个沿Z轴方向排列的碳材料体组，每个碳材料体组包括多个碳材料体，多个碳材料体环绕于Z轴堆砌放置，约束结构本体包括一个或多个约束环，约束环套设于碳材料体组上，用于围紧碳材料体，从而对碳材料体组进行环向约束，约束环的内侧壁上设有多个凸起，多个凸起沿环向排列，且与碳材料体一一对应，用于嵌入碳材料体中，以使约束环固定于碳材料体组，一个或多个约束环沿Z轴方向排列设置，且依次连接，从而对散体结构进行轴向约束。本约束结构能够同时散体结构进行轴向约束和环向约束。本发明还公开一种卧式气冷堆。

本发明公开了一种处理放射性废液的装置及其方法，包含熔融室本体、蒸发分解室本体和隔温外壁，蒸发分解室本体的上端设置有废液喷嘴和玻璃添加剂进料口，蒸发分解室本体的下端设置在熔融室本体内熔池液面下方，隔温外壁套设在蒸发分解室本体的外侧并且与熔融室本体上端密封连接，隔温外壁与蒸发分解室本体之间留有间隙作为排气通道。本发明减少了工艺流程，提高了能源利用率，且玻璃体熔融效果好，装置使用寿命高。

本发明提供一种高温气冷堆核电站吸收球停堆系统调试方法，属于高温气冷堆技术领域。本发明的方法包括：在一回路热态工况下，对吸收球停堆系统落球功能进行试验，获取吸收球落球时间；对吸收球停堆系统驱动机构空载动作进行试验，获取驱动机构动作时间；对吸收球停堆系统气力输送进行试验，获取气力输送时间；基于吸收球落球时间、驱动机构动作时间以及气力输送时间，以验证吸收球停堆系统的运行功能。本发明的方法可以对吸收球停堆系统功能进行全面测试，获得吸收球停堆系统落球时间、驱动机构动作时间和气力输送时间，以检验吸收球停堆系统的功能是否满足高温气冷堆的运行要求，同时确保吸收球停堆系统调试期间的设备与人员安全。

本发明公开一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，包括：热管换热器；反射层及屏蔽内设置有堆芯金属基体，堆芯金属基体内设置有若干燃料棒，热管换热器设置在反应堆堆芯的上方，热管换热器和反应堆堆芯之间设置有若干热管作为换热元件，堆芯金属基体的顶面开设有中心孔洞；控制部包括控制棒，热管换热器的底面开设有容纳腔，容纳腔内固接有保护壳体，控制棒顶部设置在保护壳体内，控制棒的底部贯穿堆芯基金属体且位于中心孔洞内，控制棒的顶部设置有上限位件，控制棒的底部设置有下限位件。本发明可实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故工况下自动停堆以及反应堆运行温度调节，进而提高热管冷却核反应堆系统的安全性和可靠性。

本申请的实施例提供一种放射性废液处理方法，包括：借助循环泵驱动放射性废液在加热装置和分离装置之间循环；在循环的过程中，借助蒸汽压缩装置对分离装置分离的蒸汽进行压缩升温获得压缩蒸汽，将压缩蒸汽引入加热装置作为加热装置的第一热源，将蒸汽发生装置生成的蒸汽引入加热装置作为加热装置的第二热源，使放射性废液能够持续被浓缩；监测蒸汽压缩装置入口处的蒸汽流量，基于蒸汽压缩装置入口处的蒸汽流量调整蒸汽压缩装置和/或蒸汽发生装置的运行参数，以控制放射性废液被浓缩的速率；在确定放射性废液已经被浓缩预定倍数后，将放射性废液引出加热装置和分离装置。本申请的实施例还提供一种放射性废液处理系统。

本发明提供了一种先进聚合物可燃毒物慢化兆瓦级热管反应堆堆芯，所述先进聚合物可燃毒物慢化兆瓦级热管反应堆堆芯包括堆芯活性区、设于所述堆芯活性区外的反射层、及设于反射层外的屏蔽层；所述堆芯活性区呈1/6对称结构，每个1/6堆芯活性区包括一个基体，每个1/6堆芯活性区还包括容纳于所述基体中的至少一根燃料棒、至少一根热管及至少一根PACS可燃毒物棒；所述PACS可燃毒物棒作为慢化剂和/或可燃毒物；所述PACS可燃毒物棒由化学结构式为[(B

本发明公开了熔盐堆流体控制组件、熔盐堆系统及其控制方法。其中熔盐堆流体控制组件包括包壳、包壳支架、可燃毒物及配重件，所述包壳包裹所述可燃毒物和所述配重件，所述包壳内除所述可燃毒物和所述配重件之外的空间形成空腔，所述空腔填充气体，所述配重件、所述可燃毒物和所述空腔在所述包壳内沿重力方向依次排列，所述包壳支架外设于所述包壳的外壁。本发明的熔盐堆流体控制组件可以抑制缓发中子先驱核流动导致的反应性引入，降低无干预工况下的事故风险。

本发明涉及核聚变领域，具体的是一种适用于紧凑环注入装置中探测用往复式摆臂探针，包括动力驱动装置模块、动力传动装置模块、探针装置模块、承载平台模块和装置外壳，动力传动装置模块连接在动力驱动装置模块和探针装置模块之间，探针装置模块设置在承载平台模块之上，承载平台模块设置在装置外壳之内。动力驱动装置模块的步进电机是驱动探测用探针工作的机构，传动装置模块中的传动齿轮一、传动齿轮二、滚珠丝杠和探针装置模块中的圆柱齿轮是使探针往复式摆臂的机构。本发明能够使探针往复式摆臂转动，进而实现对装置中不同位置的各种参数的测量，为实验提供更大空间的参数分布信息。

本申请属于核电站工艺领域、运行控制技术领域，具体涉及一种核电站余热导出系统及控制方法；该系统中一回路环路二过渡冷段和一回路环路二热段连接余热导出系统入口集管；余热导出系统入口集管的两条支路分别经系列一三通调节阀和系列二三通调节阀连接系列一冷却器和系列二冷却器；系列一三通调节阀的第三端连接在系列一冷却器和系列一冷却水泵之间，系列二三通调节阀第三端连接在系列二冷却器和系列二冷却水泵之间；系列一冷却水泵的另一端连接一回路环路一热段和一回路环路一冷段；系列二冷却水泵的另一端连接一回路环路三热段和一回路环路三冷段。该系统减少一回路介质总排放量，减小一回路的压力波动。

本发明公开了一种高放废液玻璃固化陶瓷电熔炉运行方法，包括在熔炉生产前进行升温预处理；之后进行熔炉生产前的高温保温操作；并在熔炉正式生产钱进行首罐生产试运行操作；进行熔炉正式生产运行操作，完成正式生产后进行出料操作。与现有技术相比，通过在正式生产之前将熔炉内部温度提升到所需高温并维持高温保温操作1‑10天，更有利于出料正常，并且在出料前进行降温，有助于出料流速的控制，确保出料的安全性；节省了熔炉重新进入到生产运行状态的时间，不会对连续生产造成影响；通过提前关闭鼓泡器并逐步增加玻璃珠的供料速率的方法使得冷帽的建立更加均匀，且气腔的温度处于冷帽适宜温度，解决了冷帽的翻转问题，降低了放射性物质的挥发。

本申请提出的高温气冷堆设备冷却水放射性水平降级方法、装置及存储介质中，通过确定造成放射性物质向设备冷却水系统释放的至少一个用户，确定至少一个用户中每个用户的最大允许泄露量，根据至少一个用户中每个用户的最大允许泄漏量，计算每个用户隔离需求时间，基于每个用户隔离需求时间对每个用户的进行隔离控制。由此，本申请提供了一种高温气冷堆设备冷却水放射性水平降级方法，降低了设备冷却水系统被放射性物质泄露污染的可能性，以使的放射污染水平下降，从而避免造成因设备冷却水放射性超标而向废液系统排放，降低废液系统的处理负担。

本申请涉及一种核电站主泵泄漏异常的处理方法，所述核电站具有多台主泵，其特征在于，所述核电站主泵泄漏异常的处理方法包括：打开轴封水注入总阀，向所述多台主泵轴封注入轴封水；当一回路压力上升到第一预设值时，开启所述多台主泵的一号轴封装置泄漏隔离阀；进行主泵泵壳排气；当一回路压力上升至第二预设值时，执行二号轴封憋压排气。通过本申请实施例中的核电站主泵泄漏异常的处理方法，能够对核电站中各主泵二号轴封的泄漏管线进行有效地充水排气，经过多次试验验证，在实施上述处理方法之后，可以有效解决主泵二号轴封泄漏流量波动的问题。

本申请实施例提供了一种用于对放射性样品进行树脂浇注的样品支架，包括第一托板，第二托板以及连接件。第一托板的表面向下凹陷形成沿周向分布的多个托板凹槽。第二托板设置于第一托板上方，第二托板上设置有多个第二托板通孔，每个第二托板通孔与一个托板凹槽同轴且尺寸相同。连接件将第一托板和第二托板连接。样品的底端穿过第二托板通孔后插入托板凹槽，由第二托板和第一托板对样品进行定位支撑。本申请实施例的样品支架在浇注树脂之前，便于操作人员在热室外操作机械手将放射性样品放入第二托板通孔，在浇注树脂时，便于操作人员在操作机械手向放射性样品中倒入浇注用树脂的过程中，通过两个托板之间的间隔观察放射性样品中的树脂浇注程度。

本发明涉及硼中子俘获治疗技术领域，具体公开了一种超热中子产生系统及操作方法，包括加速器漂移管和中子整形系统，还包括移动滑台、控制单元、伸缩组件和机器人；所述中子整形系统包括靶组件、慢化体组件和反射体组件；反射体组件由第一反射体和第二反射体组成，靶组件和慢化体组件分别可拆卸式设置在第一反射体和第二反射体内；所述移动滑台用于实现第一反射体和第二反射体在质子运行方向移动；伸缩组件一端与第一反射体连接，另一端与加速器漂移管连接；机器人用于更换靶组件和慢化体组件；控制单元用于控制机器人动作以及控制第一反射体和第二反射体移动。不仅能够实现调节超热中子的能量分布，且能避免工作人员受到辐照剂量。

本发明提供了非能动空气冷却技术领域一种用于非能动空气冷却的核电站双层安全壳结构及其核电站，包括安全壳、风口以及支架。所述安全壳包括外层安全壳，所述风口包括入风口，所述外层安全壳外侧开孔设置有风道，所述风道上设置所述入风口，且所述外层安全壳外侧设置所述支架。本发明通过在外层安全壳上设置风道，利用对外层安全壳底部开孔的方法输送气流代替在内、外层安全壳间环腔内设置导流围板，维护简单便利，避免造成空间狭窄对安装维护带来不便。通过采用固定和支撑外层安全壳外部风道的硬质支架，可承担部分外层安全壳的承重和支撑功能，有效解决了在外层安全壳底部开孔后安全壳本体的结构强度问题，并有利于对现有双层安全壳进行改造。

本公开提供了一种新型低压降压水堆燃料组件上管座，属于核燃料导流技术领域，包括上管座格板和上管座基体，所述上管座格板位于上管座基体下方，所述上管座格板为框架结构，其内部设置有导向管孔和仪表管孔；所述导向管孔之间以及导向管孔与仪表管孔之间均设置有连接筋条，导向管控与上管座格板边框之间以及仪表管孔与上管座格板边框之间均设置有框架筋条。本公开能够实现流体流通面积增大，达到降低压降的效果。

本发明涉及一种液态金属双循环模式反应堆装置，属于核能反应堆领域。包括：反应堆主容器、堆芯、上升管道、膨胀罐、多个电磁泵、多个下降管道和多个换热器；所述堆芯设置在所述反应堆主容器内，所述膨胀罐为设置在所述反应堆主容器上方的空心柱状结构，所述上升管道连接所述膨胀罐和所述反应堆主容器，所述下降管道上下端一一对应连接所述膨胀罐侧壁和所述反应堆主容器侧壁，多个所述电磁泵一一对应设置在多个所述下降管道上，多个所述换热器一一对应设置在多个所述下降管道上，所述换热器位于所述电磁泵上方。本发明可以采用电磁循环与自然循环耦合的方式，实现反应堆的不同功率负荷调节。

本发明公开了一种核反应堆严重事故下共晶反应实验系统，包括温控装置、摄像装置、堆芯共晶反应装置、下封头碎片床共晶反应装置和固液共晶反应装置；所述温控装置用于调控实验温度，所述摄像装置用于拍摄记录实验过程，所述堆芯共晶反应装置用于模拟两种固态金属之间的共晶反应，所述下封头碎片床共晶反应装置用于模拟碎片床共晶反应，所述固液共晶反应装置用于模拟固态金属与液态金属的共晶反应；因此在采用本发明公开的技术方案后，则可满足多种情况下的共晶反应模拟，也便于利用拍摄结果进行研究分析，切实解决了现有技术无法实现共晶反应全面研究分析的问题。

本发明提供一种核电厂控制棒单一选择的控制方法与控制系统，属于核反应堆工程技术领域。本发明的控制方法包括：选择待操作的控制棒组；在待操作的控制棒组中选择任一根控制棒；对控制棒进行提棒操作或降棒操作。本发明通过棒组选择开关之间、控制棒选择开关之间的单一选择，使得同一时刻最多只能选中一根控制棒进行提升操作，在任何时刻都不会出现两根及两根以上控制棒同时提升，避免意外向堆芯引入过多正反应性，有效保证机组的核安全。

本发明公开了一种束流传输线用直角辐照系统及其辐照方法包括：所述辐照系统包括束流传输线；送料部，位于所述束流传输线的底部；所述送料部包括：送料单元，用于升降放置有晶圆的托板；十字滑台，用于带动放置有晶圆的托板在预定空间内往复运动，使束流完成对晶圆的辐照；本发明通过在束流传输线的底部设计送料部，完成带动放置有晶圆的托板进行运动，且通过十字滑台的设计，使得放置有晶圆的托板在预定范围内的全方位运动，进而使得束流可以辐照晶圆，与传统的磁体偏转的辐照方式相比，本申请的辐照角度保持与晶圆垂直，不会发生偏角，进而使得晶圆的辐照更为均匀。

本发明的实施例公开了一种乏燃料组件端头的接收装置，用于在剪切乏燃料组件时接收剪切机剪切下来的端头并临时储存。该接收装置包括：剪切阱，剪切阱的顶部设置有连接口，用于与剪切装置密封连通，剪切阱的底部设置有出料口，用于与溶解器密封连通；接收容器，可移动地设置于剪切阱内，接收容器具有与连接口对应设置的接收工位以及远离连接口的清洗转运工位，接收容器被设置成在接收工位接收端头并在完成接收后移动至清洗转运工位；驱动组件，设置于剪切阱内，接收容器与驱动组件驱动连接，驱动组件用于驱动接收容器移动，以使接收容器在接收工位和清洗转运工位之间切换。

本发明公开了一种适用于核电站辐照后燃料组件的视觉检测装置，包括壳体、设置在壳体上的光源、设置在所述壳体内的屏蔽板组、内胆以及设置在所述内胆内的反射镜、镜头以及图像传感器，所述内胆设置在屏蔽板组形成的空间内，所述壳体的前端开设有窗口，所述光源用于向所述燃料组件射出光线，所述燃料组件反射的光线依次经所述窗口、反射镜、镜头之后被所述图像传感器接收。本发明的适用于核电站辐照后燃料组件的视觉检测装置，采用折转光路的方式来增加工作距离从而进一步实现核心测量部件对辐射的规避，能够实现在水下对辐照后燃料棒的直径和间隙进行测量。

本发明公开了一种在役核燃料组件格架氧化膜检测装置，其包括底座组件、滑动组件、驱动组件以及检测组件，底座组件包括底座以及设置于底座上的导轨；滑动组件可移动地设置于导轨上；驱动组件与滑动组件相连，以驱动滑动组件在导轨上滑动；检测组件可绕一个第一转动轴线转动地设置于滑动组件上。本发明通过在该检测装置内部设置有运动行程以及转动轴线，解决了在高辐照环境下对核燃料组件的格架氧化膜厚度进行测量的问题：一方面，在不进行检测时，涡流传感器远离核燃料组件，延长了涡流传感器的使用寿命；另一方面，在进行检测时，涡流传感器的探测头与燃料组件的格架自适应，提高了测量的重复精度。

本发明公开了一种双链仿生辐射屏蔽结构及其制造方法，包括若干呈阵列排布的屏蔽单元，所述屏蔽单元包括用于吸收伽马射线的第一单链、用于吸收中子的第二单链以及用于起支撑作用且慢化中子的包壳，所述第一单链和第二单链按照双链DNA螺旋结构螺旋缠绕形成圆柱形的芯体，所述包壳包裹在芯体的外侧，使屏蔽单元的外侧形状为规则棱柱状。本发明设计了一种能够在各个方向上实现慢化与及时吸收中子、伽马射线的轻质高效聚合物基体辐射屏蔽结构，并针对该屏蔽结构提出了一种与之相适应的增材制造方法，保障了其在原理可行并可被制造。