核物理、核工程

本申请涉及一种核反应堆控制棒组件，核反应堆控制棒组件包括控制棒和启动中子源，其中，控制棒用于插入核反应堆堆芯内，以使核反应堆停堆，启动中子源设置于控制棒上，启动中子源用于控制核反应堆的启动。如此，将设置有启动中子源的控制棒插入核反应堆堆芯中，可以使核反应堆启动，当核反应堆启动后，即核反应堆处于运行状态，将设置有启动中子源的控制棒从核反应堆堆芯中提出，使控制棒位于核反应堆堆芯的上部，此时，当核反应堆处于运行状态时，控制棒位于核反应堆堆芯的上部，使得启动中子源无法与核反应堆堆芯中的中子反应，进而减少了启动中子源的消耗，延长了启动中子源的使用寿命，适应长寿期先进核反应堆的启动和监督要求。

本发明属于核能领域，具体涉及确保核电站安全系统，可用于引起反应堆容器及其安全壳毁坏的严重事故。要求保护的发明的技术结果是增加用于核反应堆堆芯熔融物隔离和冷却系统的可靠性。该发明的技术结果是以下列方法而解决的：通过设置在滚筒并带有绷带板的膜片作为系统的一部分的使用，取消堆芯熔融物隔离和冷却系统在壳体和悬臂桁架连接去的破坏。

一种用于等离子体约束的磁镜机(2100；2200；3100；3200)，包括：纵向设置的多个超导体线圈(2104，2105，2106a，2106b)，该多个超导体线圈被布置用于产生开放场线等离子体约束区域(2106)，所述等离子体约束区域(2106)在两端中的每一端处由相对于所述等离子体约束区域(2106)的中心区域(2110)增大了磁通量密度的相应镜区域(2108)限制，其中，所述多个超导体线圈中的超导体线圈(2105，2106a，2106b)位于所述镜区域(2108)附近，并且所述超导体线圈(2105，2106a，2106b)在与穿过所述镜区域的磁场线(2112)相交的平面中所具有的截面在沿着所述磁场线(2112)的方向上具有长形形状。

公开了一种用于通过融合氘或氚核来转换核能的方法，该方法包括提供第一原子和第二原子的初始步骤，第一原子又包括第一核和第一电子，第二原子又包括第二核和第二电子，方法还包括以下步骤：a)将第一核和第二核聚集在至多

本发明公开一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，该核电厂堆芯包括设置在安全壳内的压力容器，该堆腔装置包括设于安全壳内的堆腔体以及冷却系统，该堆腔体包括容置压力容器的内腔部，该冷却系统包括围设在堆腔体外的冷却水池以及若干连通冷却水池与内腔部的注水通道，冷却水池通过堆腔体外表面冷却堆芯熔融物，且冷却水池的水经过注水通道注入内腔部以对堆芯熔融物进行冷却。该用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置能将堆芯熔融物有效地滞留在堆腔内，并提供充足的冷却，防止熔融物进一步迁移，阻止了熔融堆芯材料与混凝土反应的发生，以保证安全壳的完整性，阻断放射性物质大量释放到环境的途径，有效地保护公众的安全。

本申请涉及一种核电机组稳压器退出大修关键路径的方法，包括以下步骤：将稳压器内的所有加热器全部投运，以确保稳压器内维持饱和态；将RRA系统投运，使一回路以预设降温速率进行降温；维持主泵轴封注入量，调节一回路的上充流量至第一预设流量范围内，下泄流量至第二预设流量范围内，以使稳压器内水位上升；调节稳压器内的喷淋阀，以使一回路压力维持在预设压力；当稳压器水位到达第一预设水位时，切换下泄控制阀控制一回路压力；在稳压器水位到达第二预设水位之前，根据下泄流量变化调节稳压器内的喷淋阀的开度，直至下泄控制阀开度不变，汽腔完全湮灭。稳压器灭汽腔过程不在占用大修关键路径时间，从而缩短大修关键路径时间，保证大修工期。

本发明涉及一种在线调节镎钚价态均为四价的装置，按料液流动方向依次包括第一进料泵、氧化柱、第二进料泵、吹扫柱、第三进料泵，所述氧化柱从上到下依次包括：氧化柱顶部出气口、氧化柱料液入口、氧化柱填料段、氧化柱底部加孔隔板、氧化柱底部进气口、氧化柱料液出口；所述吹扫柱从上到下依次包括：吹扫柱顶部出气口、吹扫柱料液入口、吹扫柱填料段、吹扫柱底部加孔隔板、吹扫柱底部进气口、吹扫柱料液出口。本发明提供的装置通过将氧化反应釜与脱气反应釜均改进为填料柱，减少了氧化剂用量、缩短了亚硝酸赶除时长；同时，利用连续进料使得产生的料液立即可送入化学分离设备，大大缩短了放置时间，可实现在线调节镎钚价态均为四价。

一种信息显示装置，适用于燃料转运系统；所述燃料转运系统包括安全壳厂房区域的控制柜与燃料厂房区域的多个控制柜，燃料转运小车及厂房之间的牵拉绳，所述燃料转运小车通过牵拉绳在各厂房之间移动以转移燃料；两厂房区域的控制柜均可获取燃料转运系统信息，分布在所述安全壳厂房区域的控制柜，可显示燃料转运小车的位置，分布在所述燃料厂房近侧区域的控制柜，无信息显示装置，所述显示装置包括：通信部件，用于与所述控制柜通信连接，以获取所述控制柜检测到的燃料小车的位置和所述控制柜检测到的牵拉绳载荷，显示部件，用于显示所述通信部件获取的燃料小车的位置和牵拉绳载荷。

本发明公开了一种强放射性贮罐内有机沉积物过滤及油水分离装置，包括固液过滤系统和油水分离系统；所述固液过滤系统包括端口设置有翻盖、内部设置有滤袋的过滤腔，以及分别与所述过滤腔相连通的进料管和下料管；所述油水分离系统包括与所述下料管相连的油水分离储罐，设置于所述油水分离储罐内部并将油水分离储罐分割成左腔和右腔的滤芯，与所述右腔连通且内部放置有密度介于水和油之间的浮球的集油包，设置于所述集油包上的集油包液位计和浮球液位计，连通于所述集油包上端的排油管道，以及连接于所述油水分离储罐右腔下端的排水管道。本发明可实现强放射性贮罐内有机沉积物的过滤及油水分离，减少工作人员的受照剂量。

本发明涉及海上核电平台布置结构设计领域，尤其涉及一种海上核电平台的控制区布置结构和海上核电平台。控制区布置结构可用于海上核电平台，海上核电平台包括船舱、设置在船舱中的反应堆舱和设置在反应堆舱上方的辅助舱；控制区布置结构包括可拆卸安装在船舱上、并位于辅助舱上方的墙体和顶部，墙体和顶部相互连接，并与船舱的甲板形成密闭的临时的控制区域。本发明通过在海上核电平台的船舱上安装可拆卸的控制区布置结构，避免了在船舱上建设长期的换料区，降低了高度、船体重心和平台风阻等，提高了平台的稳定性和通用性。

本发明提供了一种含有约束式防异物板的核燃料组件下管座，包括座体和防异物板，防异物板横向设在座体上侧，包括多片隔板，多片隔板相交界定出多个通孔，通孔纵向贯穿防异物板，防异物板上还设有多个与外部燃料棒底端匹配的供外部燃料棒底端陷入的约束孔，约束孔内壁倾斜，约束孔的孔径从上往下渐小。约束孔起到约束燃料棒振动的作用，减小燃料棒流致振动或者燃料组件受到外力导致的振动，特别是燃料棒下部段的振动，同时实现下管座对燃料棒端部的保护作用，避免流致振动引起的燃料棒端部与下管座间的磨蚀。由于防异物板设在座体上侧，所以防异物板可以匹配各种结构的座体。

本发明涉及一种辐射屏蔽设备，所述辐射屏蔽设备包括包含多个片状物的材料片，其中所述材料片包含电离辐射屏障。本发明还涉及一种用于制造所述辐射屏蔽设备的方法。

本发明公开了一种热管堆‑超临界二氧化碳核电装置功率调节协同控制方法，包括：判断透平压缩机组实际输出功率与期望输出功率的偏差百分比小于预设比例值或比例范围且大于零，则将透平压缩机组工质流量控制流程作为主调节模式，将热管反应堆功率控制流程作为辅调节模式；判断透平压缩机组实际输出功率与期望输出功率的偏差百分比大于预设比例值或比例范围，则将热管反应堆功率控制流程作为主调节模式，将透平压缩机组工质流量控制流程作为辅调节模式。这种主辅控制器综合协同的多目标控制模式有助于保证透平压缩机组对外具有较快的功率响应，同时提高热管堆‑超临界二氧化碳核电装置的能量转换效率，兼顾了核电装置的能量转换效率和快速机动性。

本发明提供了一种设备性能监测系统，包括：标准数据收集层，用于采集数据，并对数据进行分析处理；标准数据存储层，用于将处理完成后的数据传输到数据库中并记录到相关文件中；标准算法层，用于对数据库中的数据进行标准算法处理；标准化业务层，用于提供标准的模型；场景化业务层，用于设备故障案例、设备工艺特征等定制异常检测模型、定制的诊断模型及定制的健康评估模型；API输出层，用于将原始数据、异常数据、诊断结果传输给第三方平台。本发明能够在线实时分析诊断设备运行时出现的各类故障，对设备安全运行及科学维修提供决策支持，帮助优化设备的运行。

本发明公开了一种浮动式核电厂反应堆燃料元件破损监测方法及系统，在浮动式核电厂反应堆运行时，实时测量反应堆的第一特征量和第二特征量；基于第一特征量的状态，对第二特征量进行破损判断，并对破损判断结果进行相应的告警；本方案通过在线测量第一特征量和第二特征量，通过根据第一特征量和第二特征量进行破损判断实现对一回路冷却剂中总γ、缓发中子、典型核素的监测，通过反应堆作为第一特征量结合三种第二特征量互相补充验证破损判断，判断出反应堆燃料是否发生破损，提高了报警准确率。

本发明公开了一种鼓气吸收膜蒸馏处理放射性废水的装置及方法，本发明在放射性废水料液进入疏水膜组件前的管路上鼓入低压压缩空气，混合形成气液混合流体后，进入疏水膜组件，水蒸汽与部分压缩空气一起透过疏水膜；利用疏水膜两侧化学位差及疏水膜组件两侧气体压差传质，提高传质效率高，提高了蒸馏过程的膜通量，降低了能耗；可广泛应用于核设施运行、退役、核事故等过程中产生的中低放射性废水高度减容和深度净化处理；且在蒸馏过程中，关闭所有循环水泵，向疏水膜组件内鼓入压缩空气，压缩空气的夹带吹扫作用将膜孔中的凝结水除掉，从而实现疏水膜的在线干燥，有效减缓膜污染。

本发明涉及核反应堆技术领域，提供一种反应装置及核反应堆。反应装置包括：第一安装板和第二安装板形成反应空间，第一安装板上和第二安装板分别设有第一贯通孔和第二贯通孔；第一柱塞，连接棒材和第一贯通孔，第一柱塞设有第一流道，第一柱塞的侧壁设有连通第一流道和反应空间的第一连通孔；第二柱塞，连接棒材与第二贯通孔，第二柱塞设有第二流道，第二柱塞的侧壁设有连通第二流道和反应空间的第二连通孔。换热介质可以通过设置在棒材两端的第一柱塞和第二柱塞进出反应空间，从而无需在第一安装板和第二安装板上开孔供换热介质流通，进而能够在原来需要开孔的位置安装棒材，增加了棒材的安装数量，提高了反应装置的加热效果。

本发明公开了一种用于压水堆核电机组一回路冷却剂的加锌方法，包括如下步骤：加锌过程中，控制加药流量不变，逐渐提高锌的加药浓度。本发明的用于压水堆核电机组一回路冷却剂的加锌方法，根据一回路锌浓度监测结果，分三个阶段逐步提高加药量；相对首次以较高流量添加锌的方法，这种方法可避免一回路锌浓度瞬间升高现象以及燃料相关的CIPS和CILC安全风险。在保持注锌计量泵加药流量不变的前提下，逐步提高加药浓度，具有加药流量稳定、方便现场实施的优点。该方法于在运机组的实施能起到降低堆芯辐射场、缓解一回路应力腐蚀开裂的收益，并确保燃料包壳完整性，避免燃料相关的安全风险。

本发明提供了一种双防护片的自动切换系统，属于激光约束核聚变装置技术领域，包括双防护片连接板、纵向运动机构，横向运动机构，所述双防护片连接板适于连接双防护片，所述纵向运动机构适于带动所述双防护片连接板纵向运动，以使新双防护片到达工作位置、旧双防护片离开工作位置，所述横向运动机构适于带动所述旧双防护片到达与所述双防护片连接板相分离的位置，带动所述新双防护片到达与所述双防护片连接板相连接的位置。本发明能够实现双防护片的自动更换，无需人工手动操作。

本申请的实施例提供一种适用于钠冷快堆的隔热装置，其中，隔热装置设在钠冷快堆主体设备和支撑基础之间。适用于钠冷快堆的隔热装置包括：多个隔热管板、多个加强筋板、多个侧向锚筋，其中，多个隔热管板，布置成相互平行的阵列；多个加强筋板，连接在相邻的两个隔热管板之间，以增强隔热装置的散热和强度；以及多个侧向锚筋，连接在最外侧的两个隔热管板的外侧，且延伸到支撑基础内部，以固定隔热管板并增强隔热装置的侧向散热。

本发明公开了一种串联型正交式等放大倍数的X射线显微成像光学结构，涉及显微成像技术领域，其技术方案要点是：包括物平面、第一反射镜、第二反射镜、第三反射镜和像平面；物平面设有物点，像平面设有像点；物平面、第一反射镜、第二反射镜、第三反射镜和像平面依次设置，第一反射镜和第三反射镜在子午方向的聚焦成像，第二反射镜在弧矢方向的聚焦成像。该光学结构有助于改善串联型正交式掠入射X射线显微成像光学结构客观存在的两个聚焦方向上放大倍数不一致的难题，减小由于放大倍数不一致引起的图像畸变，提升X射线显微成像对物方目标形状、轮廓的刻画能力。

本公开的实施例提供一种高温堆燃料元件输送系统的保护方法和保护装置，包括：分别获取第一计数器、第二计数器和第三计数器的计数增量，以分别得到第一计数、第二计数和第三计数；根据所述第一计数器和单一器，确定暂存球数；分别根据所述暂存球数、所述第二计数、所述第三计数与所述第一计数，确定待检球数；根据所述待检球数，确定所述输送系统的工作状态，并在所述输送系统的工作状态为故障时发出故障信号，以使得所述复检定位装置和所述转向器动作。可以在燃料元件输送系统发生故障时，通过控制复检定位装置和转向器动作至相应位置，避免乏燃料进入燃料罐。

本发明公开了一种燃料组件组装工艺，所述燃料组件包括多个并排设置的格架，每个格架包括多个格架栅元，包括：将所述格架栅元中周向设置的至少一个弹簧片压缩；对压缩的至少一个弹簧片粘胶定型；将燃料棒组装至所述燃料组件中设定位置，形成组装后的燃料组件；去除被压缩的弹簧片上的粘胶，以使所述弹簧片被释放。本发明不需要在燃料组件中增设新零件，只需对弹簧片进行粘胶和去除粘胶的简单操作，便可有效实现避免燃料棒组装过程中产生锆屑。

本发明公开了一种燃料组件组装工艺，包括：将燃料棒安装至保护套管中，构成所述燃料棒和所述保护套管的组合件；将所述组合件安装至格架栅元中；去除所述保护套管。将燃料棒安装在保护套管内形成组合件，使燃料棒在安装的过程中不会接触格架栅元中的结构，避免燃料棒因摩擦而产生锆屑。本发明还提供了一种燃料组件组装工艺，包括：将所述保护套管安装至格架栅元中；将燃料棒内嵌在所述保护套管中并移动至设定的安装位置；去除所述保护套管。在组装至格架栅元中的保护套管内安装燃料棒，同样使保护套管对燃料棒形成保护、减少出现锆屑的可能。

本发明公开了一种重水堆在线辐照考验材料的方法，包括如下步骤：凹型基座和导向杆安装；将辐照材料及钢丝绳安装到辐照装置的轮槽中；将辐照装置安装到指定VFD上；开展样品辐照；拆除辐照装置；剪切钢丝绳取出辐照样品；剪切剩余钢丝并作为放废存放；恢复指定VFD上的设备状态；对辐照和剪切装置进行去污处理。本发明的有益效果在于：能在机组高功率运行期间打开辐照孔道，将样品放入堆芯，经过较短时间(通常为数周或数月)辐照后将样品取出后送分析化验。

本发明提供了一种燃料组件组装工艺，包括:围绕燃料棒设置至少一层柔性带材，所述带材以包裹方式缠绕所述燃料棒；将包裹有所述带材的燃料棒通过拉棒操作组装至格架栅元中；去除包裹燃料棒的所述带材。通过在燃料棒外包裹带材对燃料棒形成保护，防止燃料棒穿过格架栅元时因摩擦而产生锆屑。带材占用的空间较小，避免影响燃料棒穿入格架栅元中。

本发明公开了一种用于核电厂气溶胶去除的非能动喷淋系统，包括：凝液收集器、导流管、喷淋水箱、喷淋管、爆破阀、喷头，凝液收集器通过导流管与喷淋水箱连接，凝液收集器用于收集安全壳内的冷凝液，喷淋水箱通过喷淋管与喷头连接，爆破阀设置于喷淋管上，当安全壳内的压力到达爆破阀的启动触发压力时，爆破阀开启，喷淋水箱内的水通过喷淋管流入喷头，通过喷头喷水去除安全壳内气溶胶。本发明中的系统的有益效果如下：与自然去除方式相比，本系统可提供更为高效的安全壳内悬浮气溶胶的去除；与能动喷淋系统相比，本系统不需要配有泵及电源等设备，事故工况下具有更高的可靠性；本系统可将壁面附近的凝液收集，可为喷淋系统提供更持久的水源。

本发明涉及一种紧凑型多功能靶室装置，包括靶室主体，所述靶室主体上设有用于抽真空的泵口，在靶室主体内沿束流入射方向的最前方设有束斑观测系统，所述束斑观测系统后方设置束流监测系统，所述束流监测系统的后方设置小样品快速换样系统，所述小样品快速换样系统的后方设置束流诊断系统，所述束流诊断系统的后方设置高低温控制系统。本发明可以用一个靶室准确方便的对离子束流进行诊断，进行样品辐照，对样品进行温度控制等操作，操作简便，节约了大量制作成本，实现了功能多样化。

本申请涉及一种可移动氧气控制装置及方法，属于小型安全壳技术领域，可移动氧气控制装置及方法，包括壳体，壳体的外侧设置有与外界气体交换的进风口与出风口，外滑轨支架用于辅助壳体随着船体摆动做摇摆运动加剧消氧，内固定轨用于与外滑轨支架配合辅助壳体做摇摆运动加剧消氧，消氧机构包括可拆卸的消氧模组和存储消氧模组的存储机构，本申请可以通过小型体积的壳体的设置，使本装置可以布置在船体内，且通过外滑轨支架使壳体可以在地面上任意位置摆放连接，通过螺栓连接可以使壳体便于拆卸，壳体可以做摇摆运动，加速消氧机构的消氧效率，使壳体在小型体积的状态下，消氧的效率依旧不会降低，消氧模组在壳体内为可拆卸连接。

本发明属于核电厂安全维护技术领域，公开了一种安全壳泄压系统，包括泄压主路、烟囱、主泄压组件和辅助泄压组件。泄压主路连通于安全壳；烟囱设置于安全壳外，用于排放放射性气体；主泄压组件包括主泄压管路和布置于主泄压管路中的气水分离装置与过滤装置，主泄压管路连通于泄压主路伸出安全壳的一侧，主泄压管路连通烟囱，泄压主路中的放射性气体依次进入气水分离装置和过滤装置，并经烟囱排放；辅助泄压组件包括连通泄压主路伸出安全壳的一侧的辅助泄压管路，并联于主泄压组件，连通于烟囱。该安全壳泄压系统能够在反应堆发生事故后对安全壳进行有序无害泄压，并能够在事故严重时进行紧急泄压，具有双重泄压通道，保证安全壳泄压效果。

一种基于光子信号检测的控制棒棒位检测系统与方法，系统包括套管、光子探测器、光子计数器、编码模块、上位机、电源模块；套管，提供控制棒插入所需的空间；光子探测器，位于套管外部，用于感应控制棒的位置，并输出感应信号；光子计数器，用于接收光子探测器输出的感应信号，并将感应信号转换成数字信号；编码模块，对数字信号进行编码以生成编码信号，并将所述编码信号传输至所述上位机；上位机，对所述编码信号进行解析，并形成显示控制棒位置的图形；电源模块，为光子探测器、光子计数器、编码模块提供电源。本发明，检测方便快捷，同时，检测所涉及的设备或者系统具有功耗低、维护量小且维护周期长、占用空间小且维护方便等优点。

本申请的实施例提供一种防错插的堆芯组件，包括：堆芯下格栅板，上表面阵列式设置有多个容纳槽，容纳槽内设置有阶梯状结构；多个燃料组件，设置在堆芯下格栅板上方，多个燃料组件分别与多个容纳槽一一对齐设置；连接部，设置在燃料组件的下端，连接部适用于插入容纳槽内，连接部包括：第一段，与燃料组件连接，第一段与容纳槽上部空间尺寸相适配；第二段，与第一段的底部连接，第二段与容纳槽下部空间尺寸相适配；其中，多个容纳槽中至少部分尺寸不相同以防止燃料组件错插到非对应的容纳槽内。

本发明涉及一种核电厂一回路泄漏率自动诊断方法及系统。该方法包括：S1、监测并判断所述一回路是否满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件；若是，执行步骤S2，若否，继续监测并判断所述一回路是否满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件，直至满足启动冷却剂泄漏率计算的初始条件；S2、获取所述一回路稳压器的液位以及初始液位，并启动计算所述冷却剂泄漏率，得到所述冷却剂泄漏率的计算结果；并判断所述冷却剂泄漏率的计算结果是否超出预设的泄漏率限值；若是，发出事故规程预警信息。实施本发明的技术方案，可以实现一回路冷却剂泄漏率计算入口及初始条件自诊断、自动计算及判断，降低人因失误风险，提升事故处理效率和核电厂安全性。

本发明提供一种用于高温气冷堆主氦风机挡板试验的装置与方法，属于高温气冷堆技术领域。本发明的装置包括：就地与远程切换件、能动与非能动切换件、挡板开关件、电流指示件；其中，就地与远程切换件，用于在就地位与远程位之间切换；能动与非能动切换件，用于在就地与远程切换件处于不同切换状态时，在能动位与非能动位之间切换；挡板开关件，用于在能动与非能动切换件处于不同切换状态时，在开启位与闭合位之间切换，以使主氦风机挡板处于不同位置；电流指示件，用于指示主氦风机挡板处于不同位置时动作过程的电流值。本发明通过电流指示件显示的电流变化值，对挡板不同位置的动作进行判断，可满足主氦风机挡板的试验需求。

本发明公开了一种切片式液态重金属自然循环装置，涉及循环装置技术领域，包括液箱、折流机构、限位机构和密封盖板，所述密封盖板固定安装在液箱的上端口，所述折流机构设置在密封盖板上，所述限位机构设置在液箱上，所述折流机构包括第一折流板和第一内螺纹孔。本发明通过工作人员转动转把带动螺纹杆进行转动，由于第一折流板与螺纹杆之间为螺纹连接，当螺纹杆转动时可带动第一折流板沿着导杆进行移动，工作人员可根据实际情况调节第一折流板在液箱中的上下位置，从而达到对液态重金属流场调节的目的，避免了现有的循环装置内部折流板位置固定，导致流场不方便进行变化调节的问题出现，提高了液态重金属自然循环装置的实用性。

本发明提供了一种包覆颗粒弥散燃料芯块的制备方法，包括以下步骤：步骤1：包覆颗粒弥散燃料芯块粉体制备过程中加入石墨烯；步骤2：将制备好的包覆颗粒弥散燃料芯块粉末放入钢模中压制，制得添加石墨烯的包覆颗粒弥散燃料芯块生坯；步骤3：热压烧结添加石墨烯的包覆颗粒弥散燃料生坯，获得包覆颗粒弥散燃料芯块。本发明提供的制备方法通过添加石墨烯可以有效改善SiC的高温热导率，增强包覆颗粒弥散燃料芯块的导热能力，进一步提高反应堆的安全性。

本发明公开一种反应堆余热排出和净化系统，反应堆设有冷管段和热管段，其特征在于，反应堆余热排出和净化系统包括：第一切换组件、第二切换组件、第三切换组件、换热器、余热排出泵和净化过滤器；换热器包括接入反应堆的一回路冷却剂的冷却通道，以及与冷却通道隔绝的回热通道；反应堆余热排出和净化系统包括通过第一切换组件、第二切换组件和第三切换组件择一连通的回热净化回路、净化回路、余热排出回路、余热排出供能回路和净化供能回路。本发明通过将余热排出和净化过滤功能合并，实现系统功能集成化，可适用于多种不同的工况，节约布置空间，可应用于空间狭窄的核动力装置。

一种聚变反应器具有维持深真空的真空室。第一离子束及第二离子束在活性空间内依次沿着第一路径及第二路径定向。在每一个别离子束的每一路径内的点，每一离子束具有每一离子束内的离子的基本均匀能量及具有每一离子束内的离子的基本均匀速度矢量。所述第一离子束及所述第二离子束在所述活性空间中的反应区内实质相互正面碰撞，而所述第一离子束的离子的能量与所述第二离子束的离子的能量的比等于各自的离子质量的反比。所述第一离子束及所述第二离子束的散射离子的能量被回收，而且冷离子从所述活性空间排空。

本申请涉及船用压水反应堆核泄漏监测技术领域，具体而言，涉及一种压水反应堆一回路承压边界泄漏定位监测系统及方法，所述系统包括取样口、气体流量计、真空表、放射性气体活度浓度探测装置以及抽气泵，其中：取样口设置为多个，多个取样口将反应堆舱内的放射性气体汇总后至气体流量计中；气体流量计与放射性气体活度浓度探测装置连接；放射性气体活度浓度探测装置与抽气泵连接；真空表与气体流量计连接。本申请适用于泄漏率变化较慢工况下的核反应堆舱内泄漏的位置估计，监测可靠性高，能够快速确定核反应堆舱内泄漏的位置区域，可明显减少维修人员在核辐射环境中的工作时间。

本发明提供了一种环形核燃料分区冷却双模式空间核反应堆以及航天器。反应堆的特征在于，其包括外压力容器壳体、内环形壳体(10)、和喷管(9)，环形核燃料放置在内环形壳体(10)内形成独立的环形核燃料内部流道(7)和环形核燃料外部空间(3)用于形成冷却工质循环回路，核热推进模式用冷却剂由反应堆上部核热入口管(5)进入堆芯，经环形核燃料内部流道(7)流过堆芯，自堆芯底部的喷管(9)直接喷出产生推力，核电推进模式用冷却剂自堆芯上部的核电入口管(1)流入。本发明解决了核热推进、核电推进双模式共同工作或分时工作的问题，可实现在有限空间内既实现双模式同时工作，又可同时仅使用一种模式，提高了灵活性，降低了成本。

本发明涉及一种压力容器外部强化传热系统及反应堆系统，包括用于包裹在压力容器外周的外部流道，外部流道底部设有冷却剂进口，并通过冷却剂进口与堆腔连通，外部流道内部空间的底部设有搅拌叶片，搅拌叶片与位于堆腔内的搅拌驱动件连接，外部流道设置有用于对其内部液体施加振动的超声振动装置，外部流道还与纳米流体供给机构连接，采用本发明的传热系统避免了纳米颗粒的沉降和聚团，而且超声作用下能够强化传热效果提高临界热流密度，IVR措施效果好。

本发明公开了一种百千瓦级超临界二氧化碳布雷顿循环直接冷却空间堆系统，包括超临界二氧化碳直接冷却反应堆，超临界二氧化碳直接冷却反应堆的输出端连接燃气轮机的燃料入口端，燃气轮机同轴连接压缩机和发电机，压缩机的出气端经回热器的冷侧与超临界二氧化碳直接冷却反应堆的输入端连接，燃气轮机的燃气出口端经回热器的热侧和预冷器的热侧后连接至压缩机的进气端；预冷器的冷侧出口经辐射板散热器与预冷器的冷侧入口连接。本发明结构紧凑，发射成本低。

本发明公开了一种反应堆热电偶柱更换系统及反应堆热电偶柱更换方法，反应堆热电偶柱更换系统包括围设在反应堆上支承板上方的定位框架、连接在定位框架顶部并覆盖反应堆上支承板的操作屏蔽台、操作组件；操作组件在操作屏蔽台的下侧将导管接头与热电偶柱下端分离或连接；热电偶柱上端通过操作屏蔽台上的通孔伸出。本发明的反应堆热电偶柱更换系统，可在热电偶柱更换工作中减少人工近距离操作，降低人员吸收辐射的集体剂量。从反应堆上支承板取出的控制棒和目标导向筒可被存放在屏蔽空间内以隔绝辐射。在反应堆构件池内的反应堆上支承板上方安装操作屏蔽台和定位框架进行热电偶柱更换工作，免于将反应堆上支承板吊出反应堆构件池，节省工作时间。

本发明具体涉及一种重水堆燃料通道疏排站横置电位计保护装置，包括保护罩(05)；所述保护罩(05)为半圆形瓦状结构，扣装在横置电位计(04)上部，遮罩横置电位计(04)壳体水平中心以上部分；所述保护罩(05)上部中心沿轴向设置分流条。本发明的重水堆燃料通道疏排站横置电位计保护装置，能够防止装卸料机运行过程中渗漏重水和液压油进入横置电位计，确保横置电位计能够正常运行，同时延长横置电位计的使用寿命，为公司节约成本。

本发明提供了滨海核设施液态流出物排放控制方法及装置、设备、存储介质，控制方法包括：根据排放海域的水文条件以及液态流出物的排放条件，模拟液态流出物在排放海域的稀释效果；根据稀释效果以及与稀释效果对应的水文条件和排放条件构建数据库；从数据库中筛选出满足最低稀释倍率的多个第一数据集；根据获取到的目标排放时间段和目标排放时长从第一数据集中筛选出第二数据集；测量排放海域的实时潮差，并根据实时潮差和第二数据集，确定是否排放液态流出物。本发明能够实时动态调整液态流出物的排放流量，充分利用海域潮汐的稀释扩散效果，以降低核设施排放的液态流出物中的核素在近岸的浓度，从而达到保护公众和生态环境的目的。

本发明公开了一种用于核电站冷却剂泄漏监测的温湿度传感器，主要通过检测主管道外表面和保温层内表面之间空气温度和湿度变化，对反应堆装置一回路密封性进行在线检测，在发生冷却剂泄漏时，通过温湿度的异常变化来判断冷却剂的泄漏情况。温湿度传感器由远程探头、传输电缆和信号处理模块组成。将远程探头置于冷却剂可能泄漏的回路中，通过电缆连接到几十至几百米外的控制室内的信号处理模块，信号处理模块对远程探头进行信号转换、滤波、放大处理，最终输出与温度和湿度相关的电压信号。采用热敏电阻和湿敏电容均为无源器件，不受核辐射照射的影响，该温湿度传感器能有效实现核反应堆运行时可能发生冷却剂泄漏情况的在线检测，且稳定可靠。

本发明公开了一种用于核电站冷却剂泄漏监测的温湿度探头，包括金属保护帽、温度传感器、湿度传感器、插针组件、走线管、探头电路板、探头壳体、上盖和出线管。温湿度传感器主要通过监测主管道和保温层之间的相对温度与湿度变化，以监测管道内冷却剂是否泄露及泄露情况。该温湿度传感器探头通过安装结构置于被监测环境中，传输线缆将相对温湿度信号传递到后端的信号处理模块，经信号处理模块对信号进行转换及计算等处理，最终输出与泄露情况相关的显示数据。该温湿度传感器探头面对复杂的核辐射照射环境，能够及时有效监测冷却剂的泄露情况，在核电站辅助监测系统中十分必要且关键。

本发明公开了一种具有过渡层的核电站复合结构燃料芯块及其制备方法，核电站复合结构燃料包括由内至外紧密结合的芯部、过渡层和外层，芯部由原料A2和原料B组成，外层由原料A1组成，过渡层包括至少两层过渡分层，过渡分层的组分包括原料A1、原料B和原料A2，由芯部至外层的至少两层过渡分层中按原料质量比A1/(A2+B)逐步降低；制备方法：混料，压制外层、芯部及过渡层，组合并烧结。本发明的核电站复合结构燃料芯块中铀元素或钚元素的质量占总质量的88％～92％；本发明的制备方法在芯部和外层之间引入过渡层，有效避免芯部的高密度铀或钚复合材料与冷却水直接接触，同时减小芯块残余应力，改善芯块内芯部和外层的界面结合效果。

本发明实施例提供一种用于研究堆同位素辐照生产的辐照靶件及组装方法，包括：套管，套设于三筋管式外靶管外侧；三筋管式外靶管，套设于三筋管式内靶管外侧；以及三筋管式内靶管，套设于挤水管外侧；所述三筋管式外靶管的内外两侧均设有水隙；三筋管式内靶管的内外两侧也设有水隙；所述三筋管式外靶管和三筋管式内靶管均设有用于容纳芯体的靶管内腔。本发明实施例可用于研究堆放射性同位素的辐照生产，适用于镍靶、镎靶等的辐照。

本发明提供了一种螺纹简化式快速可拆连接装置和方法，涉及核燃料技术领域，该螺纹简化式快速可拆连接装置包括上管座、连接管套、锁紧管和锁止件，在上管座上贯通开设有连接管孔，连接管套装配在连接管孔中，锁紧管容置在连接管孔中，且锁紧管的外周面设置有第二止挡结构，连接管套的内周面设置有第一止挡结构，第一止挡结构和第二止挡结构相配合，锁止件活动设置在锁紧管上，用于在周向对锁紧管进行限位或解除对锁紧管的限位。相较于现有技术，本发明利用第一止挡结构和第二止挡结构简化螺纹结构，实现了锁紧管和连接管套之间的限位，保证了固定效果，同时拆卸和安装时都可以通过按压锁紧件来实现解锁和锁定，十分快捷方便，且避免了产生废弃件。