热核反应器
    13.
    发明公开

    公开(公告)号:CN110024045A

    公开(公告)日:2019-07-16

    申请号:CN201780072068.2

    申请日:2017-10-17

    Abstract: 本发明涉及热核工程,并用于托卡马克热核电厂的生产中。热核反应器包括真空壳体和通过柔性支撑件连接到真空壳体上的再生区模块。柔性支撑件还执行电连接器的功能;此外,支撑件由具有高导电率的材料形成。每个柔性支撑件在一端处固定在真空壳体上,并且在另一端处固定在再生区模块上;每个柔性支撑件的两个被固定的端面向再生区模块,并且实际的柔性支撑件由两个中空圆柱形元件形成,这两个中空圆柱形元件一个放在另一个中并且在不用于安装的部分中开有纵向通槽,并且中空圆柱形元件的与被固定的端相对的端被电连接和机械连接。技术结果在于使涡流从热核反应器的再生区模块转移开,并且同时从再生区的组成中消除电连接器并减少面向真空壳体的再生区模块侧上的尖点。

    快中子反应堆燃料棒
    14.
    发明公开

    公开(公告)号:CN109690691A

    公开(公告)日:2019-04-26

    申请号:CN201780054458.7

    申请日:2017-09-01

    Abstract: 本发明涉及核技术,并且可以在制备用于利用液态金属冷却剂的快中子反应堆堆芯的燃料棒和燃料组件中使用。本发明的技术效果是减少每个燃料棒消耗的金属量。在快中子反应堆燃料棒(包括设置在密封壳体中的核燃料和间隔件元件,所述壳体呈薄壁管状钢外壳和端部部分的形式,所述间隔件元件在所述外壳的外表面上以大节距缠绕成线圈并且在端部部分上固定到燃料棒的端部)中,所述间隔件元件呈围绕其纵向轴线扭转的金属带形式,所述带的宽度近似等于核反应堆的燃料组件中相邻燃料棒之间的最小距离,所述带的横截面面积在围绕所述截面描述的圆的面积的0.1至0.5倍的范围之内。

    具有铅冷快速反应堆的反应堆系统

    公开(公告)号:CN106062883B

    公开(公告)日:2018-05-08

    申请号:CN201480074054.0

    申请日:2014-11-27

    Abstract: 本发明涉及核技术,并且意图用于具有利用主要采用熔化的铅或其合金的形式的液态金属冷却剂进行冷却的快速反应堆的发电系统中。本发明所解决的问题在于减少反应堆的每单位功率的铅冷却剂的体积度,以及提高反应堆的安全性。该系统包括带上盖(2)的反应堆空腔(1)、设置在空腔(1)中具有堆芯(4)的反应堆、蒸汽发生器(5)、循环泵(7)、循环导管(8)和(9)、用于起动、操作和停止反应堆系统的促动机构系统和装置,其中蒸汽发生器(5)采用管式热交换器的形式,其中铅冷却剂(10)在管道中流动,而水蒸汽在管道之间的空间中流动,蒸汽发生器(5)设置在单独的箱(6)中,并通过用于升高(8)和排放(9)铅冷却剂(10)的循环导管而与反应堆空腔(1)相通,蒸汽发生器(5)和大部分循环导管(8)和(9)设置在比反应堆空腔(1)中的铅冷却剂(10)的液位更高处,并且循环泵(7)设置在反应堆空腔(1)中,位于循环导管(8)和(9)上,用于使“热”的铅冷却剂升高,并且提供了一种用于当循环泵(7)关闭时确保铅冷却剂(10)自然循环穿过堆芯(4)的技术装置(13)。

    快中子反应堆燃料棒
    16.
    发明授权

    公开(公告)号:CN109690691B

    公开(公告)日:2024-03-26

    申请号:CN201780054458.7

    申请日:2017-09-01

    Abstract: 本发明涉及核技术,并且可以在制备用于利用液态金属冷却剂的快中子反应堆堆芯的燃料棒和燃料组件中使用。本发明的技术效果是减少每个燃料棒消耗的金属量。在快中子反应堆燃料棒(包括设置在密封壳体中的核燃料和间隔件元件,所述壳体呈薄壁管状钢外壳和端部部分的形式,所述间隔件元件在所述外壳的外表面上以大节距缠绕成线圈并且在端部部分上固定到燃料棒的端部)中,所述间隔件元件呈围绕其纵向轴线扭转的金属带形式,所述带的宽度近似等于核反应堆的燃料组件中相邻燃料棒之间的最小距离,所述带的横截面面积在围绕所述截面描述的圆的面积的0.1至0.5倍的范围之内。

    用于将包层模块紧固到聚变反应堆真空容器的装置

    公开(公告)号:CN110462746B

    公开(公告)日:2023-06-23

    申请号:CN201880015403.X

    申请日:2018-03-05

    Abstract: 本发明涉及热核聚变领域,并且可在用于将包层模块紧固到聚变反应堆的真空容器的装置中使用。用于将包层模块紧固到聚变反应堆真空容器的装置包括支承件,支承件包括以两个凸缘之间的束的形式布置在凸缘的中央部分中的柔性杆元件。支承件通过一个凸缘连接到包层模块,并经由另一个凸缘安装在真空容器中的带螺纹的安装座中,其中支承件经由弹性夹持套筒通过带螺纹的连接被连接到座。弹性夹持套筒安装在支承件上,以便提供与面向真空容器的支承件凸缘的内表面的接触。面向真空容器的支承件凸缘的直径和安装座的直径被选择成使得在安装期间在凸缘与安装座之间形成径向膨胀间隙。本发明的技术效果是通过减小装置的横向尺寸(在平面视图中)并允许在将支承件凸缘安装在聚变反应堆真空容器中的安装座中的期间的自由径向移动(在固紧之前),在由安装座在真空容器上的定位而产生的受限条件下,在将包层模块安置在真空容器上的期间提供平面视图双轴线公差。

    处理放射性溶液的方法
    18.
    发明授权

    公开(公告)号:CN110447077B

    公开(公告)日:2023-05-05

    申请号:CN201880007102.2

    申请日:2018-01-16

    Abstract: 本发明涉及环境保护领域,更具体地,涉及处理放射性废物的领域,并且可用于安全有效地处理由于对箱和室的防护设备进行去污而形成的大量的各种放射性活度水平的液体放射性废物,且可以通过固化废物并将其掺入陶瓷基质中来减少储存废物的体积。为此目的,将防护设备表面去污后的放射性溶液作为含有氢氧化钠、高锰酸钾、草酸和硝酸的碱性和酸性溶液蒸发直至形成固体残留物,煅烧,将煅烧产物与含有钛、钙、铁(III)、锆和锰(IV)和铝的氧化物的熔融混合物的组分以特定比率混合,并熔融。

    用于确定条式超导体的参数的装置

    公开(公告)号:CN109716120B

    公开(公告)日:2022-08-30

    申请号:CN201780042315.4

    申请日:2017-07-07

    Abstract: 本发明涉及使用电气仪器和磁性仪器来研究和分析材料,并且本发明能够用于确定超导体的物理性质。用于确定条式超导体的参数的装置包括发生器、发生器频率设置元件、连接到所述发生器的电感线圈、接收器、接收器频率设置元件和连接到所述接收器的电感线圈。所述发生器和接收器频率设置元件是相同类型的窄带元件。发生器和接收器频率设置元件的通带与具有更窄的通带宽度的频率设置元件的带宽的至少一半重合。所述发生器和接收器电感线圈在其之间布置有间隙,使得有可能将条式超导体放置在所述电感线圈之间。所述装置设置有温度传感器,其包括与超导体接触的热敏电阻器。所述装置能够实现高精度和重复性的测量结果。

    用于搜索和探测伽马辐射源头的方法

    公开(公告)号:CN110325880B

    公开(公告)日:2021-10-29

    申请号:CN201780076276.X

    申请日:2017-10-26

    Abstract: 本发明涉及辐射监测领域,具体地涉及用于执行搜索和探测伽马辐射源头的方法。用于在不均匀放射性污染的条件下搜索和探测伽马辐射源头的方法附加地包括多个阶段,其中,确定最大有效辐射源头,利用准直探测器测量辐射功率,并且同时借助于激光探测器测距仪确定到源头的距离,记录激光测距仪的读数和由探测器确立的剂量率值,并且基于所产生的数据,计算实际源头的辐射剂量率,此后,为了验证到辐射源头的测量距离,使测距仪的瞄准轴线水平移动一定距离,重复测量,并且记录距离,比较距离的相继测量的结果,并且,在测量中的差异在激光测距仪误差限制内的情况下,信息被认为是可靠的。技术结果在于,增加到伽马辐射源头的距离测量的准确性。

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