核物理、核工程

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。

本发明公开了一种构造成检查核反应堆的顶部引导件的至少一部分的设备，其中所述核反应堆包括以格栅图案布置的多根梁，所述设备包括：对准组件，所述对准组件包括多条支腿和致动器，所述致动器构造成使所述多条支腿在缩回位置和伸出位置之间移动，在所述缩回位置中，所述多条支腿中的至少一条支腿与所述多根梁中的至少一根梁脱开接合，在所述伸出位置中，所述多条支腿的所有支腿与所述多根梁中的至少一根梁接合；和检查元件，所述检查元件联接到所述对准组件，其中所述检查元件构造成当所述多条支腿位于所述伸出位置时定位成距所述多根梁之一预定距离。

本发明公开了一种辐射防护服，包括铅衣，该铅衣由内层面料、含铅层和外层面料组成，还包括报警器和多个内层裂缝检测开关，报警器设置于所述铅衣的外表面，所有内层裂缝检测开关分别设置于所述内层面料的各个接缝处，且分别串接在所述报警器与电源之间。所述内层裂缝检测开关可以检测其所在位置处是否出现裂缝，当内层面料的接缝处出现裂缝时，所述内层裂缝检测开关触发所述报警器报警，以及时提醒医护人员，避免出现意外情况。

本发明公开一种卧式高温气冷堆堆内构件及卧式高温气冷堆，所述堆内构件横向设置，其包括反射层组件、隔热屏蔽层组件、集气层组件，所述反射层组件横向设置，其内部形成第一空腔，堆芯容置在第一空腔内；所述集气层组件设于堆芯的一侧，集气层组件内部具有汇聚结构，所述汇聚结构用于将流经堆芯的冷却剂朝集气层组件的中轴线方向汇聚，所述隔热屏蔽层组件套设在所述反射层组件以及集气层组件的外部。采用该堆内构件有效降低了反应堆的高度，便于对其进行运输。

一种具有內部冷却水降温的耐超高温系统，由撑强基础结构和耐温覆面材料榫卯结合而成，其特点是系统部件都具有相互贯通、相连的高压冷却水网和可以给环境降温的高压喷射冷却水或冷却气体的管网点阵、用於在超高温环境下工作的设施表层耐温和对环境降温、冷却用。

本发明公开了一种自控式X射线防护舱，通过由上到下依次连接的头部支撑架、上肢支撑架、腰部上支撑弧杆、背部支撑竖杆和腰部下支撑弧杆构成支撑行走架，将铅衣和铅帽穿戴在支撑行走架外，使得原来直接负担于操作者身体上的负重转移至行走舱上，有效减轻操作者的负重。并将铅衣在背部支撑竖杆后的部分开设舱门，方便医生进入支撑行走架内实现铅衣上身。同时设置高度调节机构能够实现操作者独立完成灵活调节防辐射铅衣的高度，从而使得穿戴更加舒适，便于操作者动作；其次，增设腰部弯曲调节机构实现操作者独立完成灵活调节腰部上支撑弧杆的弯曲角度，满足工作要求。

本发明涉及一种采用背向散射的X射线光子的成像装置，包括：多个X射线源(14、16)，所有的所述X射线源(14、16)都被配置为照射其中能够放置待成像物体的分析区域(12)；以及像素化的X射线检测器(24)，其被放置以便检测可能被物体散射的X射线光子。

本发明涉及一种微纳米臭氧气泡氧化分解含铀含硝酸废液中有机物的方法，包括如下步骤：含铀含硝酸废液的预处理；微纳米臭氧气泡生成：预处理后的废液与含臭氧的气体混合，进入微纳米气泡发生器，预处理后的废液中形成大量臭氧微纳米气泡；氧化反应：最后进入微纳米气泡发生器进行催化氧化反应，达到目标要求后停止反应，进入后续除铀处理工艺。与现有技术相比，本发明采用微纳米臭氧气泡氧化法可以无差别的分解废液中的有机物，经处理后废液的化学需氧量(COD)可从2000mg/L降至150mg/L以下，达到了后端蒸发和膜处理工艺连续稳定运行的目的；并且具有反应条件温和、操作安全、无二次污染、无高温，危化品等危险源等优点。

本发明公开了一种用于核电厂堆芯仪表成套测量处理系统，涉及核反应堆堆芯仪表技术领域，解决了现有技术中堆芯仪表分散、压力容器贯穿接口多、系统接口和连接线缆复杂的问题，具体方案如下：一种用于核电厂堆芯仪表成套测量处理系统，依次连接的堆芯仪表套管组件、信号电缆组件、信号处理装置；多支堆芯仪表套管组件在堆芯内径向布置，堆芯仪表套管组件内沿轴向设置热电偶和多个自给能探测器，热电偶和自给能探测器的芯线与堆芯仪表套管组件顶部的电气连接器连接，多支堆芯仪表套管组件与一支信号电缆组件一端通过电气连接器连接，信号电缆组件另一端设置分路管，以一分多形式通过电气连接器与信号处理设备连接。

本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的反应堆新燃料组件和新控制棒组件检查台，该检查台包括：检查台支架，包括上、中、下三个支架，每个支架上分别设有上、中、下三个检查台面；堆芯上格栅板模拟件，焊接于上检查台面上，堆芯下格栅板模拟件，焊接在下检查台面上；控制棒导向管模拟件和支撑管，分别贯穿于所述上、中、下三个检查台面；控制棒模拟件，与所述支撑管焊接；新燃料组件尺寸检查通规固定栓，焊接固定在下检查台面上；新控制棒组件尺寸检查通规固定栓，固定于下检查台面上，用于固定新控制棒组件尺寸检查通规。该检查台用于海洋核动力平台换料过程中新燃料组件和新控制棒组件的检查工作以及新控制棒组件的抽插摩擦力测量。

本发明的实施例提供一种移动式放射性废液处理系统，其包括：放射性废液处理设备，放射性废液处理设备设置成对输入到移动式放射性废液处理系统的放射性废液进行处理，并将处理后的废液排出；承载装置，承载装置设置成容纳和承载放射性废液处理设备，移动装置，承载装置固定于移动装置，移动装置设置成将移动式放射性废液处理系统移动至指定位置；其中，在移动式放射性废液处理系统进行移动时，放射性废液处理设备处于稳定状态。本发明的实施例提供的移动式放射性废液处理系统，可以根据实际情况，布置需要进行放射性废液处理的区域，降低了成本。

本申请实施例公开了一种单原子操控系统、控制方法及电子设备。该单原子操控系统包括：原子冷却装置，用于形成MOT原子团，上述MOT原子团能够产生第一目标波长的原子荧光；原子囚禁装置，上述原子囚禁装置包括激光源和强聚焦透镜，上述激光源发出的第二目标波长的目标激光束透过上述强聚焦透镜形成光镊阵列以捕获囚禁上述MOT原子团；成像装置，上述成像装置在上述原子荧光的强聚焦后的反射方向上依次设置有滤光片、噪声荧光遮挡装置、平凸透镜和成像单元，上述噪声荧光遮挡装置用于遮挡上述原子冷却装置产生的噪声荧光。

本发明涉及一种对乏燃料溶解液中镎和锝的集中管理方法，通过将PUREX流程产生的1AW、2AW及2DW废液混合后形成的高放废液预处理后送入TRPO流程进行分离，用Cyanex301流程对TRPO流程产生的镅锔反萃液进行分离。从TRPO流程产生的镎钚反萃液中提取镎，以集中回收镎。若PUREX流程洗锝工序产生的1AXXW废液汇入高放废液，则将Cyanex301流程的萃残液以及TRPO流程的锝洗液合并，若PUREX流程洗锝工序产生的1AXXW废液不汇入高放废液，则将PUREX流程的锝洗液合并至前述萃残液及TRPO流程的锝洗液；以实现锝的集中管理。采用本发明中公开的方法，能够显著提高乏燃料资源回收效率。

本发明的实施例提供了一种放射性废液处理系统的承载装置，其包括，承载装置本体，承载装置本体设置成容纳放射性废液处理系统；温度调节系统，温度调节系统设置于承载装置本体外部，设置成对承载装置的温度进行调节。本发明的实施例提供的放射性废液处理系统的承载装置，通过在承载装置上设置温度调节系统，提高了放射性废液处理系统对极端条件的适应能力。

本发明公开了一种宽量程核测量装置的量程衔接方法及系统，涉及核测量技术领域；对宽量程核测量装置的各测量通道进行计数率一致性处理；并根据一致性处理后的计数率计算各测量通道的反应堆周期；由各测量通道的计数率划分出有效量程上限区间、有效量程下限区间和有效量程重复区间；最后基于各测量通道的计数率和反应堆周期确定各个区间的测量通道；在两个测量通道均有效时，同时计算两个通道的反应堆周期，并选取计数率较大测量通道的反应堆周期作为最终反应堆周期值输出；利用数据率的变化率计算确定测量通道进而得到反应堆周期，不受元器件性能参数漂移的影响，有效避免了在量程切换时误触发短周期停堆的现象。

本发明公开一种放射性废液预处理系统，包括注入模块、管道混合模块和分析模块；注入模块包括介质储存容器、计量泵和控制装置，介质储存容器储存化学介质，计量泵与介质储存容器和控制装置连接用以输送化学介质至管道混合模块；管道混合模块包括管道混合器；分析模块包括流动电流仪，用于测定处理后的放射性废液的电势值，并将测量结果传输至控制装置，由控制装置根据测量结果调节化学介质的注入量。将各类设备集成在不同的模块中，以便于分区布置，减少设备和人员的受辐照剂量，保护人员安全，可实现化学介质注入量的自动控制，避免人工计算、控制加药量，提高化学介质投加的准确性和运行操作的便利性。

本发明构成的核电站一回路系统中，储料罐(45)、混料罐(11)、换能器(3)，均被设置在反应釜(26)外部空间，且可以通过阀门(8)、阀门(19)、液态合金循环管道入口及阀门(29)、反应釜卸料阀门(34)、反应釜上料管道及阀门(38)、反应釜与混料罐间液态合金输送管道及阀门(40)、混料罐卸料管道及阀门(41)、换能器卸料管道及阀门(46)、换能器液态合金出口阀门(47)等阀门隔离成为独立的空间单元。

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，其中，加热装置用于对放射性废液进行加热处理以使放射性废液在分离装置中蒸发，分离装置用于将放射性废液蒸发时生成的蒸汽分离，以使放射性废液被浓缩，分离装置中为负压环境；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，使放射性废液能够持续被浓缩；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。

本申请公开了一种放射源盒，属于电池检测设备技术领域。放射源盒包括第一盒体，形成有第一开口；容置件，设置于第一盒体内，容置件形成有连通的容纳腔和第二开口，容纳腔用于收容放射源；屏蔽体，填充于容置件和第一盒体之间；驱动机构，用于驱动容置件转动，以使得第二开口与第一开口对应，或使得第二开口被屏蔽体覆盖。放射源盒包括第一盒体，第一盒体形成有第一开口，容置件设置于第一盒体内，容置件形成有连通的容纳腔和第二开口，容纳腔用于收容放射源。降低了放射源释放的辐射由第一开口泄露至第一盒体的外部，导致辐射污染的风险，提高了放射源盒的辐射防护性能。

本发明的实施例公开了一种放射性废液处理方法。该方法包括：持续将放射性废液进料至蒸发器内，放射性废液在加热装置和分离装置之间循环；其中，加热装置对放射性废液进行加热以使放射性废液沸腾，沸腾的放射性废液在分离装置内进行汽液分离，产生二次蒸汽，以使放射性废液浓缩；将放射性废液蒸发产生二次的蒸汽引入蒸汽压缩装置，利用蒸汽压缩装置对二次蒸汽进行压缩升温后，输送至加热装置以作为加热装置的第一热源，与放射性废液进行换热；持续排放蒸发器内浓缩后的放射性废液，并控制浓缩后的放射性废液的出料流量，以保证放射性废液浓缩至预定倍数。此外，本发明的实施例还提供了一种放射性废液处理系统。

本发明属于磁约束聚变设计领域，公开了一种高安全性的磁拓扑位形的构建方法、装置及应用，磁拓扑位形是利用螺旋线圈产生的螺旋分布的极向和径向磁场所形成的，极向和径向磁场包括环向磁场、平衡的极向磁场、等离子体极向磁场和带有螺旋结构的极向磁场。本发明在托卡马克位形的基础上，利用螺旋线圈将等离子体边界的磁拓扑位形改进成类仿星器位形的磁拓扑结构，兼具高约束能力和高安全性的优点。在磁拓扑位形装置内，等离子体有很强的聚芯效应，具有很强的等离子体约束能力。在等离子体的边界区域，外加螺旋线圈产生的磁场改善了磁拓扑位形，构成类仿星器位形，降低了等离子体电流的影响，避免了破裂的发生，大幅提高了等离子体运行的安全性。

本发明公开了一种弥散多层包覆燃料纤维的六棱柱燃料组件，燃料组件由碳化硅基体和近圆柱形的多层包覆燃料纤维组成。燃料纤维为球形包覆燃料颗粒的改进形式，纤维的制造和定位通过3D打印技术实现。近圆柱形燃料纤维的设计能弱化热解碳层的辐照各向异性影响，显著降低碳化硅层的切向应力，增强纤维的完整性和安全性；燃料纤维之间存在的间隙与排布方式有关且需容纳燃料纤维的辐照变形，降低纤维之间的相互影响；3D打印技术能实现纤维的精准定位，保证纤维制造质量，同时高效利用组件内部空间，提高燃料装载量及组件服役性能参数，经济效益得到有效提升。

本发明提供一种核电厂的事故规程控制方法和系统。该方法包括：获取规程选择信号；判断规程选择信号是否为第一规程的规程选择信号，若是，则获取第一规程和对应第一规程的监测信号，并显示在同一个页面中；其中，监测信号为与第一规程对应的设备或运行参数的监测信号；获取控制信号，根据控制信号调节设备或运行参数；输出设备或运行参数的第一反馈信号；第一规程包括若干个操作指令和对应的执行路径。实施本发明可以通过将第一规程和设备、运行参数的监测信号显示在同一个页面中，避免频繁地切换页面以查看规程；在调节设备或运行参数后可以输出第一反馈信号，从而保证高效地对核电设备或运行参数进行调节，进一步提高核电厂的安全性。

本发明公开一种径向压紧机构以及包括该径向压紧机构的高温气冷堆，径向压紧机构包括法兰、压紧组件、压紧板，法兰固定连接在反应堆压力容器壁上，法兰设有安装孔，压紧组件包括压紧弹簧、第一压紧块、第二压紧块以及压紧调节螺母，压紧调节螺母、第二压紧块、第一压紧块依次压接设置在安装孔内，压紧调节螺母与安装孔螺纹连接，压紧弹簧夹设于第一压紧块与第二压紧块之间，第一压紧块的下部从安装孔中伸出，并与压紧板径向的一侧连接，以用于压紧所述压紧板，压紧板径向的另一侧与炭砖层接触。径向压紧机构能够保证在高温状态下的高温气冷堆始终处于径向压紧状态，以使反应堆压力容器不会与圆柱腔体在径向脱离。

本发明公开了反应堆压力容器筒体与堆芯支承结构组装系统、安装方法，该组装系统包括预组装厂房、吊车和龙门吊；预组装厂房设置于反应堆厂房外侧，且其顶部设有可开闭的屋盖，预组装厂房内设有与屋盖为上下对位的设备组装区，设备组装区内设有多个组装坑位和多个操作平台；吊车设置于预组装厂房内，且能够将多个筒体依次吊入组装坑位以组装成堆芯壳筒体，和能够将多个堆芯支承结构构件依次吊入堆芯壳筒体内以组装成堆芯支承结构；龙门吊能够将反应堆压力容器筒体吊入另一个组装坑位，能够将堆芯支承结构吊入反应堆压力容器筒体内以组装成反应堆压力容器筒体与堆芯支承结构的组合体，和能够将组合体吊入反应堆厂房的反应堆舱室内以就位安装。

本发明公开了一种辐照孔道传热及冷却的模拟试验装置。该装置包括：基座；模拟靶件，用于模拟核反应堆中的轰击中子靶件，包括安装于基座的电加热元件以及导热件，导热件用于传递电加热元件产生的热能；容纳池，用于盛放冷却液；自然循环流道，可拆卸地连接于基座与容纳池之间，自然循环流道套设于模拟靶件外，被构造成使得容纳池内的冷却液在自然循环流道内流经模拟靶件以形成自然循环；强迫循环流道，连接于基座与容纳池之间，强迫循环流道套设于自然循环流道外，被构造成使得容纳池内的冷却液在强迫循环流道内形成强迫循环；测温件，安装于导热件上，以检测导热件在冷却液流动过程中的温度变化，以模拟检测辐照孔道的导热冷却性能。

本申请的实施例提供一种反应堆余热排出系统，包括：第一筒体，设置在反应堆容器中并设置在堆芯的外侧，第一筒体的顶部设置有第一开口和第二开口，第二开口位于第一开口的下方；第二筒体，设置在反应堆容器中并设置在第一筒体的外侧，第二筒体与反应堆容器之间形成第一间隙；换热模块，用于对堆芯中的冷却剂进行冷却，换热模块与第二开口连接；循环模块，与换热模块连接；壳体，设置在反应堆容器的外侧，壳体与反应堆容器之间形成第二间隙，第二间隙与外部环境连通，使空气能够进入第二间隙中对第一间隙中的冷却剂进行冷却。

本发明提供了一种可以快速调制反应堆堆芯温度的冷却系统。系统由反应釜(6)；燃料棒控制棒组合(5)；液体金属冷却剂覆没区(7)；液体金属冷却剂覆没区入口管道(8)，至少有一条；堆芯区冷却管道入口管道(9)，至少有一条；堆芯托板(10)；堆芯区(11)；堆芯区冷却管道(12)；堆芯区冷却剂管道出口管道(13)，至少有一条；液体金属冷却剂覆没区出口管道(14)；反应釜液体金属冷却剂卸料管道(15)；温度传感器(16)、(17)；驱动泵(18)、(19)；储存罐罐体(1)；混料罐出口管道(2)；混料罐罐体(3)；反应釜与储存罐上部空间联通管(4)；换能器(20)构成。通过本发明的系统可以实现液体金属冷却剂覆没区与堆芯区冷却管道中的液体金属冷却剂以不同的循环流速进行循环，达到两部分区域温度的动态平衡。

本发明涉及堆内构件吊装技术领域，具体公开了一种可拆分式反应堆堆内构件吊具导向柱，包括基础导向柱、延长导向柱、安装工具；其中基础导向柱安装在压力容器法兰面安装孔上，延长导向柱通过安装工具与基础导向柱实现远程拼接及拆分。本发明节约了大修主线时间，具有较好的经济性，还能有效降低操作人员的辐照剂量。

本发明涉及一种反应堆及其双层压力容器，反应堆的双层压力容器包括：外层容器、内层容器及导热结构。内层容器收容在外层容器内，外层容器和内层容器之间间隔设置形成夹层；导热结构设于夹层，导热结构用于在内层容器的温度达到预定温度的情况下，将内层容器的热量导向外层容器。压力容器采用内、外层容器设计，可以有效的将内层容器包容在外层容器以内，通过导热结构，可以有效的将内层容器的热量导出到所在区域的环境内，在发生如二回路完全丧失带热能力的极端事故工况下，可以将一回路的热量有效的导出，控制一回路温度。

具有低热耗散的用于控制俘获离子的器件。一种用于控制俘获离子的器件包括衬底。第一金属层设置在衬底之上。绝缘层设置在第一金属层之上。结构化的第二金属层设置在绝缘层之上。结构化的第二金属层包括离子阱的电极，离子阱被配置成俘获结构化的第二金属层上方空间中的离子。结构化的第二金属层的电极和第一金属层彼此重叠。该器件还包括在第一金属层和结构化的第二金属层的电极之间的绝缘层中的空隙空间，空隙空间至少在器件的操作期间包括真空。

本发明提出一种带沉渣冲洗功能的衰变池系统及使用方法，包括沉淀池组、衰变池组、进水管线、排水管线、排污管线、取样检测机构和反冲洗机构，污水进入衰变池组后，经过衰变处理，污水经检测达到排放标准之后通过排水阀排除，增设反冲洗机构，利用已达标可排放的污水对沉渣进行反冲，本发明无需人工清掏，且可以有效的降低沉渣对衰变池及前处理沉淀池的有效容积的占用，同时沉渣经冲洗之后大大降低了其淤积、堵塞的可能性。

本发明公开一种轴向压紧装置以及包括该轴向压紧装置的卧式高温气冷堆，轴向压紧装置包括支撑组件、弹性组件与压紧板，支撑组件包括支撑柱与支撑板，支撑柱的一端与支撑板固定连接，另一端抵靠在卧式高温气冷堆的压力容器封头上，压紧板与支撑板平行相对设置，并且位于支撑板远离支撑柱的一侧，压紧板用于压紧卧式高温气冷堆的炭砖层，弹性组件包括导向柱与压紧弹簧，支撑板上设有导向孔，导向柱的一端固定安装在压紧板上，导向柱的另一端穿过支撑板上的导向孔，压紧弹簧套设于导向柱上，并且压紧弹簧处于压缩状态，其两端分别与支撑板与压紧板相抵。所述轴向压紧装置能够有效地保证卧式高温气冷堆在轴向上的结构稳定性。

本发明公开了一种具防腐层的高铀密度核燃料芯块及其制备方法，高铀密度核燃料芯块包括燃料芯块主体、通过沉积方式包覆在所述燃料芯块主体的外表面的致密防腐层；所述燃料芯块主体采用高铀密度材料制成；所述致密防腐层采用氮化物陶瓷或者高熔点金属制成。本发明的具防腐层的高铀密度核燃料芯块，以非氮化物的高铀密度材料制成燃料芯块主体，能够消除使用15N回收问题，降低高铀密度核燃料的生产成本；提高燃料芯块热导率，能有效降低芯块芯部温度，提高核反应堆运行的安全性；通过氮化物陶瓷或高熔点金属以沉积方式形成的致密防腐层包覆在燃料芯块主体的外表面，避免燃料芯块主体与外部的水/水蒸汽接触而发生腐蚀，确保整个燃料芯块的正常使用。

一种用于以负载跟随模式运行的负载跟随运行的堆芯，包括：堆芯主体；多个负载跟随控制棒，响应于针对负载跟随运行设定的输出而在轴向上插入到堆芯主体中，并且在轴向上彼此重叠，以同时升高和降低；以及第一轴向输出偏移控制棒，在平面上与多个负载跟随控制棒间隔开，使得端部在轴向上位于堆芯主体的中心下方，并且仅在堆芯主体的中心下方沿一个方向升高和降低，以补偿由于多个负载跟随控制棒的插入而引起的轴向输出偏移变化。

本申请的实施例提供一种放射性废液处理方法，包括：持续地将供料装置中的放射性废液引入加热装置；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，使压缩蒸汽与放射性废液进行换热，以作为加热装置的第一热源，使放射性废液能够持续被浓缩；在确定放射性废液已经被浓缩预定倍数后，将浓缩后的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。

本发明提出一种废水自动分流进水的衰变池系统及使用方法，包括生活废水处理机构和污水处理机构，生活废水处理机构包括生活废水排放管线和水质检测装置，污水处理机构包括污水排放管线、沉淀池组和衰变池组，生活废水排放管线包括生活废水进管、直接排放管和衰变处理管，水质检测装置的进口与生活废水进管相连通，出口与直接排放管和衰变处理管相连通，衰变处理管与衰变池组相连通，污水排放管线依次连通沉淀池组和衰变池组，本发明采用污废水分流的进水形式，在不影响衰变池处理水质的情况下，可大大减少衰变池组的容积，降低造价。