1 |
辐射屏蔽体 |
CN201610453281.5 |
2016-06-21 |
CN107527668A |
2017-12-29 |
陈韦霖 |
本发明提供一种辐射屏蔽体,所述辐射屏蔽体由辐射屏蔽单元组成,辐射屏蔽单元包括屏蔽块和磁体,其中屏蔽块和磁体相连接,在辐射屏蔽单元堆叠成辐射屏蔽体时,相邻的辐射屏蔽单元之间分别通过其磁体之间的吸引力紧密结合在一起,这种通过磁体间吸引力结合在一起的屏蔽单元在构成辐射屏蔽体时具有较好的稳定性,并且在施加一定外力时可以进行拆卸,以便于检查、维修和更换。 |
2 |
一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法 |
CN201710641408.0 |
2017-07-31 |
CN107527664A |
2017-12-29 |
彭传新; 昝元锋; 周慧辉; 张妍; 卓文彬; 闫晓 |
本发明公开了一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法,解决了采用简单的缩小功率规模、减小系统尺寸的方式,反应堆堆芯和蒸汽发生器内流体流动和传热特性则与实际特性存在较大差别,无法进行自然循环特性的准确模拟的问题。本发明包括根据模拟单相自然循环的准则数,并通过实验装置的准则数与原型反应堆系统的准则数相同的限制条件,获得实验装置与原型反应堆系统的主要参数的模拟比例,根据模拟比例设置实验装置即可获得与原型反应堆系统相同的自然循环特性。本发明能够以小规模的实验规模比例,实时、准确地模拟核反应堆发生事故后堆芯的自然循环能力,以及和反应堆安全息息相关的参数的变化规律。 |
3 |
核电厂最终热阱系统 |
CN201611136947.0 |
2016-12-12 |
CN106448774B |
2017-12-29 |
杨廷; 廖金远; 李世光; 魏颖娣; 李增芬 |
本发明公开了一种核电厂最终热阱系统,包括至少一个用于非安全级用户的非安全系列,以及至少一个用于安全级用户的安全系列,非安全系列和安全系列包括设备冷却水系统和厂用水系统,厂用水系统包括冷却泵组和换热器组,每个系列的厂用水系统均成组配置冷却水池和冷却塔组,冷却水池位于冷却泵组上游,冷却塔组分别与换热器组出水口和冷却水池连接;冷却水池上游设有与外部水域连通的补水池,每个系列的冷却水池分别与补水池连通。本发明为核电站提供高度可靠的水源,以大气为最终热阱,最大限度地减少外部水文气象条件变化的影响,从而起到抵抗外部极端条件的能力强、系统配置简单、运行操作和维护成本低的目的。 |
4 |
一种新型结构的核聚变用超导导体 |
CN201710641668.8 |
2017-07-31 |
CN107516560A |
2017-12-26 |
秦经刚; 李建刚; 武玉; 陈俊凌; 戴超; 毛哲华 |
本发明公开了一种新型结构的核聚变用超导导体,包括有中心冷却管,中心冷却管的上、下侧分别设有超导电缆,中心冷却管与超导电缆外从内到外依次包覆有铜管或铜带、不锈钢包带、不锈钢铠甲;所述中心冷却管的截面为长槽形,所述超导电缆采用换位超导电缆叠加而成,换位超导电缆的层数不少于5层,每一层的换位超导电缆的超导线数10-30根,超导线使用Nb3Sn或Bi2212超导材料,线径为0.8-1.5mm;所述中心冷却管的高度大于5mm、长度与换位超导电缆的宽度一致。本发明实施后,开发的核聚变用超导导体能够满足未来聚变堆装置的使用,超导导体在巨大电磁循环(~1000kN/m)及冷热循环(零下269度-890度)条件下,性能无退化。 |
5 |
用于金的快速分析的改进方法 |
CN201480069225.0 |
2014-12-16 |
CN106062543B |
2017-12-26 |
J·蒂克纳; 格雷格·罗奇 |
提供一种确定样本中的目标元素的浓度的方法。所述方法包括:(i)相对于包含参考元素的参考材料定位包含目标元素的样本,(ii)同时利用轫致辐射X‑射线辐射所述样本和所述参考材料,以由此在所述目标元素中产生活化核并且在所述参考元素中产生活化核,(iii)检测来自所述经辐射样本的钝化γ‑射线和来自所述经辐射参考材料的钝化γ‑射线,(iv)确定来自所述经辐射样本的所检测的钝化γ‑射线的第一数量和来自所述参考材料的所检测的钝化γ‑射线的第二数量,以及(v)通过首先由来自所述参考材料的所检测的钝化γ‑射线的所述第二数量对来自所述经辐射样本的所检测的钝化γ‑射线的所述第一数量进行归一化来确定所述样本中的所述目标元素的所述浓度。在电子束能量的范围上参考元素对目标元素的截面比率的变化小于预定的测量准确度。 |
6 |
一种长期储存废核燃料的方法 |
CN201480043118.0 |
2014-03-19 |
CN105556615B |
2017-12-22 |
佐治·艾力奇·托施尼斯奇 |
一种长期储存核反应堆废核燃料的方法,其包括在将核反应堆的废核燃料组件放入钢罐以及用盖子密封钢罐之前,向所述钢罐内放入一种对废核燃料组件燃料元件外壳的材料、钢罐壳体材料、空气和水都不起化学作用的材料,将所述钢罐放入到加热设备中,加热所述钢罐及放入所述钢罐内的材料使得所述材料转换成液体状态,之后在钢罐内放入从核反应堆取出的废核燃料组件,其中所述废核燃料组件燃料元件的燃料部分要处于钢罐内的液态材料的水平面下,将所述废核燃料组件固定在这个位置,并用盖子将所述钢罐密封,之后将密封好的钢罐从加热设备中取出并装入用大气冷却的库房内。该技术方案能保证核反应堆的废核燃料组件长期安全地储存在用大气冷却的库房内,尤其是在自然的大气循环的条件下的库房内,还能保证在很高的安全水平下将废核燃料组件运送到处理工厂。 |
7 |
非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆 |
CN201510159084.8 |
2015-04-03 |
CN104979023B |
2017-12-22 |
沈峰; 张圣君; 孟现珂; 彭翊; 林诚格 |
本发明涉及非能动安全壳热量导出系统、非能动安全壳热量导出系统的控制方法和反应堆。所述非能动安全壳热量导出系统包括:安全外壳、安全内壳、安全内壳与安全外壳之间限定出具有风道进气口和风道排气口的风道;设在安全内壳外面的喷淋组件;设在安全内壳内的内置换热器;位于安全外壳外面且具有空冷通道进气口和空冷通道排气口的空冷通道;和设在空冷通道内的外置空冷器,外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器的出口相连,外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器的进口相连。根据本发明的非能动安全壳热量导出系统,喷淋组件的工作时间可以延长,喷淋组件的水耗尽后,不需要外界能动手段来补水,可以将安全内壳内的热量非能动地导出,提高了安全性。 |
8 |
非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆 |
CN201510159038.8 |
2015-04-03 |
CN104979022B |
2017-12-22 |
孟现珂; 张圣君; 沈峰; 王方年; 林诚格 |
本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。非能动安全壳热量导出系统包括:安全外壳、安全内壳及之间的风道;安全内壳外的喷淋组件;安全内壳内的内置换热器;安全外壳外且具有空冷通道进气口和空冷通道排气口的空冷通道;空冷通道内的外置空冷器,外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器的出口相连,外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器的进口相连,所述内置换热器、外置空冷器、第一连通管和第二连通管中内容纳有有机载热剂。根据本发明的系统,喷淋组件的工作时间可以延长,喷淋组件的水耗尽后,不需要外界能动手段来补水,可以实现将安全内壳内的热量非能动地导出,提高了安全性。 |
9 |
一种射野控制装置及新型放射治疗设备 |
CN201510155634.9 |
2015-04-03 |
CN104740784B |
2017-12-22 |
姚毅 |
本发明公开了一种射野控制装置及放射治设备,通过在限光筒支架上直接加工两个及两个以上尺寸规格的限光筒,或者在限光筒支架上设置两个及两个以上的限光筒安装部,然后将两个及以上的限光筒一一对应的分别安装在限光筒安装部中,限光筒切换装置可将其中任意一个限光筒移动到工作位置,这样,在需要更换限光筒尺寸的时候,就无需拆卸,直接控制限光筒切换装置,就可以方便快捷的切换需要的限光筒,本方案结构简单,使用方便快捷,大大提高了工作效率。 |
10 |
用于沸水反应堆的包括燃料管道间隔件的核燃料组件 |
CN201280024518.8 |
2012-05-18 |
CN103548091B |
2017-12-19 |
迪克·布拉维斯; E·弗里德里希; B·布洛克; 维克托·若德尔; C·朗格; M·沃克 |
用于沸水反应堆的核燃料组件(2)包括:底部(4);顶部(6);成束的燃料棒(8),所述成束的燃料棒(8)在所述底部(4)和所述顶部(6)之间纵向延伸;管状燃料管道(14),所述管状燃料管道(14)包封所述成束的燃料棒(8);以及至少一个燃料管道间隔件(22),所述至少一个燃料管道间隔件(22)用于将所述燃料组件(2)与相邻的元件横向地间隔开。根据本发明的一方面,所述燃料管道间隔件(22)或每个燃料管道间隔件(22)包括具有至少一块板(38)的支撑件(34)和由相应的所述板(38)支撑的至少一个相应的片簧(36),所述板(38)或每块板(38)被固定到所述燃料管道(14)的相应的侧壁(26)上。 |
11 |
一种核燃料组件容器用带有散热功能的屏蔽结构 |
CN201710549448.2 |
2017-07-07 |
CN107481777A |
2017-12-15 |
姚琳; 卢可可; 汪俊; 王炳衡; 张洪军; 李宁; 王庆; 谢亮; 唐兴贵; 王晓江; 吴明; 王世民; 崔岚; 董安 |
本发明涉及一种用于核燃料组件运输和/或贮存容器用带有散热功能的屏蔽结构,焊接在容器外筒体外侧周围,包括由上下端板组件、中子屏蔽层外壳和散热片组件焊接而成的多腔体圆筒结构及腔体中所填充的中子屏蔽材料,所述的散热片组件为钢-铜复合板,可以增强容器的散热能力,所述的中子屏蔽材料起屏蔽中子作用。本发明解决了现有技术中缺乏专门适用于核燃料运输、核燃料贮存、散热性好、屏蔽性能高的容器屏蔽结构的问题,适用于放射性物质运输领域和放射性物品贮存领域。 |
12 |
评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置 |
CN201710621020.4 |
2017-07-27 |
CN107481776A |
2017-12-15 |
束国刚; 李承亮; 许洪朋; 陈骏; 段远刚; 刘飞华; 冉小兵; 邓小云 |
本发明公开了一种评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置,通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率来计算反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量;并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。该方法和装置经济、环保、安全、高效,能实时监控反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位的辐照损伤程度。 |
13 |
有窗散裂靶和加速器驱动次临界系统 |
CN201710674606.7 |
2017-08-08 |
CN107481770A |
2017-12-15 |
杨永伟; 范德亮; 张璐; 陈康; 封坤; 盛鑫; 高育翠; 舒亚锋; 孟海燕; 唐延泽 |
本发明的实施例公开了一种用于加速器驱动次临界系统的有窗散裂靶和一种具有该有窗散裂靶的加速器驱动次临界系统。有窗散裂靶包括:束流管,所述束流管包括构成靶窗的封闭的下端;以及外管,所述束流管的一部分插入所述外管中,所述外管作为有窗散裂靶的构成液态金属通道的最外部管,所述外管具有在高度方向上位于所述束流管的下端之上的第一部分,所述外管的所述第一部分和所述束流管之间形成单个环形的通道。通过采用根据本发明的实施例的有窗散裂靶和加速器驱动次临界系统,由此例如可以提高对靶窗的冷却效率。 |
14 |
微粒去除系统 |
CN201280068222.6 |
2012-12-12 |
CN104081466B |
2017-12-15 |
小R·D·瓦兰; D·阿格列斯; M·J·利特尔 |
一种微粒去除装置和方法,用于在正常操作过程中从核反应堆芯冷却剂中捕获和除去微粒。底部喷嘴(特别是去除装置)和顶部喷嘴结构形成组件,该组件的尺寸设置成代替核燃料组件来安装。获得的微粒去除减少了在反应堆冷却系统中的腐蚀产物沉积、外来物体和其它微粒的总量。这又降低了微粒在燃料覆层上的活动或沉积,相应提高了燃料可靠性和降低了除芯部以外的辐射场。 |
15 |
强放射性工业钴源防泄漏封装结构及封装工艺 |
CN201710762049.4 |
2017-08-30 |
CN107464597A |
2017-12-12 |
王光德 |
本发明涉及一种强放射性工业钴源防泄漏封装结构及封装工艺,封装结构包括对钴粒子密封封存的低熔点材质的密封体、以及在所述密封体外密封设置的金属密封结构。在钴粒子外增加一层低熔点材质的密封体,便于钴源回收再利用,避免在回收钴源时,由于使用激光、火焰或等离子等方式切割,而造成钴源受到高温,产生放射性气溶胶,污染热室及环境。 |
16 |
MOX芯块均匀性自射线数值测定方法 |
CN201710753226.2 |
2017-08-29 |
CN107464592A |
2017-12-12 |
艾利君; 陈诚; 周国梁; 潘传龙; 杨廷贵; 孙志刚; 杨强; 王斌; 郭亮; 袁毓文; 任燕燕 |
本发明属于产品均匀性检测技术领域,具体涉及一种MOX芯块均匀性自射线数值测定方法。选取MOX芯块或生坯;将胶片在真空干燥箱干燥存放;取出胶片平铺在台面上;将选定的芯块或生坯按编号依次排列在胶片上部,试样照射胶片;取出试样放置在制定存取区域,将照片在暗袋里安装到显影罐中;向水中加入定影浓缩液和定影清除液;将装好胶片的显影罐对照片进行浸泡处理;配置好工作液后,将显影液加入显影罐中,振动显影罐,倒出显影液;向显影罐中加入停显液,浸泡后将停显液排出显影罐;将定影液加入显影罐中,振动显影罐,倒出定影液;取出胶片进行清洗和烘干;在观电灯下观察结果,对芯块或生坯均匀度进行评价。本发明可以提高芯块均匀度检测的效率。 |
17 |
核电蒸汽发生器局部热处理防止传热管凹痕的系统及方法 |
CN201710571238.3 |
2017-07-13 |
CN107464587A |
2017-12-12 |
黄天力; 周丹; 黎蛰鳌; 刘晓鸿; 刘亮亮; 夏祥华; 刘行 |
本发明公开了一种核电蒸汽发生器局部热处理防止传热管凹痕的系统及方法,包括核电蒸汽发生器与通风系统,核电蒸汽发生器包括下封头、管板、下筒体与锥筒体,下筒体内设有中空的套筒,下筒体与套筒之间围成间隔,下筒体上靠近管板的一侧设有若干手孔,锥筒体的大端设有末端工装,末端工装的中心区域设有至少一个第一法兰,第一法兰通过套管与套筒连通,末端工装的边缘区域均匀设有若干第二法兰,各第二法兰分别与间隔连通,通风系统包括第一风机、第二风机、第三风机,第一风机通过各手孔与下筒体连通,第二风机通过第一法兰与套筒连通,第三风机通过各第二法兰与间隔连通。本发明适用于多种核电蒸汽发生器。本发明应用于换热管凹痕预防领域。 |
18 |
用于抑制自燃金属火灾的方法和系统 |
CN201580070462.3 |
2015-12-15 |
CN107454977A |
2017-12-08 |
E.P.勒文; B.J.杜伊斯; S.R.P.斯特雷格; N.F.奥奈尔; D.C.米兰达; H.M.考恩 |
一种用于抑制自燃金属火灾的方法,可包括在安全壳结构上方布置抑制系统。抑制系统包括第一灭火剂。安全壳结构被配置为容纳自燃金属且隔离自燃金属与环境空气。抑制系统被配置为在自燃金属泄漏和点燃时激活,以便释放第一灭火剂以抑制自燃金属火灾。 |
19 |
一种可伸缩的棒束通道多物理场可视化本体设计 |
CN201710779858.6 |
2017-09-01 |
CN107452430A |
2017-12-08 |
谭思超; 苏建科; 李兴; 黄云龙; 米争鹏; 张琦; 张立鑫 |
本发明公开了一种可伸缩的棒束通道多物理场可视化本体设计,由可开展纵截面拍摄的可视化本体筒体、可进行俯视拍摄横截面的上封头、具备伸缩性能的下部过渡段、连接实验回路的下封头、可视化的实验棒束、拉紧实验棒束的棒束紧固件及相关配套法兰盘六部分组成。实验本体采用亚克力粘结而成,可开展常压下棒束通道多物理场的可视化实验,模拟反应堆堆芯的流动情况。本发明可分别从上顶面和四个侧面进行拍摄,实现全场实时测量;拍摄内容多样。本发明设计精巧,可视化棒束通过棒束紧固部件拉直固定、棒束紧固部件设计合理,下部过渡段采用伸缩波纹管,保证本体安全可靠。本发明结构简单紧凑,易于加工,方面观测、实验范围广泛。 |
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X射线发生装置以及具有该装置的X射线透视成像系统 |
CN201310741400.3 |
2013-12-30 |
CN104754848B |
2017-12-08 |
唐华平; 唐传祥; 陈怀璧 |
本发明提供一种X射线发生装置以及具有该装置的X射线透视成像系统,该X射线发生装置具备:电子加速器,包括电子加速单元、安装在所述电子加速单元的一端的电子发射单元、安装在所述电子加速单元的另一端的靶;屏蔽准直装置,包括屏蔽结构以及设置在所述屏蔽结构内的准直器,所述屏蔽结构包围所述靶,来自所述电子发射单元并且被所述电子加速单元加速后的电子束流轰击所述靶产生X射线,所述准直器设置在与轰击所述靶的电子束流构成30度到150度角并且经过靶点的方向上。 |