核反应堆安全壳结构的冷却系统 

本发明涉及一种核反应堆安全壳结构的冷却系统,包括:覆盖核反应堆的安全壳结构;压力容器,其将冷凝水容纳在其中并具有定位的容纳空间,使得压力容器的至少一部分低于所述安全壳结构的底部;释放管,其连接安全壳结构的内部和所述压力容器的内部,使得在发生事故的情况下在所述安全壳结构内产生的水蒸气和裂变产物能够流入所述压力...
韩国原子力硏究院;韩国水力原子力(株)  中国专利  2014年 下载次数(0)| 被引次数(0)

用于气冷堆的组合式氦气过滤取样装置及其安装方法 

本发明涉及一种用于气冷堆的组合式氦气过滤取样装置及其安装方法,其特征在于,所述装置包括:套管,至少两个沿轴向间隔开地固定于所述套筒内壁上的过滤器组件,以及至少一个固定于相邻两个所述过滤器组件之间的分子筛组件。本发明的过滤取样装置采用“过滤器组件-分子筛-过滤器组件”的三明治组合式结构,充分过滤从蒸汽发生器中引出的氦气载...
清华大学  中国专利  2013年 下载次数(0)| 被引次数(0)

一种多模式运行的紧凑型核反应堆 

本发明公开了一种多模式运行的紧凑型核反应堆,属于核反应堆设计技术领域。反应堆临界和次临界运行通过散裂靶引入和移出,以及堆芯布局的改变完成次临界嬗变与临界产能的功能切换,并完成次临界度的调节。堆芯内通过在长寿命裂变产物嬗变区增加铍软化中子达到长寿命裂变产物高嬗变的要求,同时通过在次锕系元素嬗变区增...
中国科学院合肥物质科学研究院  中国专利  2017年 下载次数(0)| 被引次数(0)

核电厂安全壳主动排放的决策评价方法 

核电厂安全壳主动排放的决策评价方法,包括超压威胁缓解决策评价步骤,还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤,超压威胁缓解决策评价步骤包括:计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1;先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率;再确...
中国核动力研究设计院  中国专利  2015年 下载次数(0)| 被引次数(0)

用于后处理废核燃料及制备混合的铀-钚氧化物的方法 

本发明涉及用于后处理废核燃料及用于制备混合的铀-钚氧化物的方法,该方法包括:a)将铀和钚从将废核燃料溶解于硝酸中所形成的硝酸水溶液中存在核裂变产物,镅和锔中分离,该步骤包括至少一个通过溶剂相从所述溶液中共萃取铀和钚的操作;b)将共萃取的铀和钚分为含钚和铀的第一水相,以...
原子能委员会;阿雷瓦核废料回收公司  中国专利  2009年 下载次数(0)| 被引次数(0)

包括通过络合至少一种锕系元素(IV)从该锕系元素(IV)中净化铀(VI)的步骤的处理废核燃料的方法 

本发明涉及一种用于处理废核燃料的方法,所述方法包括通过与一种或多种锕系元素(IV)络合从该一种或多种锕系元素(IV)中,更具体地从镎和/或钚中净化铀(VI)的步骤。所述方法包括从至少一种锕系元素(IV)中净化铀(VI)的步骤,所述净化步骤包括通过使与水不混溶的存在铀(VI)和上述锕系元素(IV)的有机相和包括硝酸、至少...
原子能和替代能源委员会;阿雷瓦核废料回收公司  中国专利  2016年 下载次数(0)| 被引次数(0)

压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法 

本发明公开了一种压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法及机组停堆检修中的辐射防护控制方法,包括:通过主回路扫气及化学运行来进行辐射控制;监测相关通道放射性情况;对生产现场的空气污染进行测量和评价;针对放射性污染情况,实施反应堆厂房除碘、扫气;对工作现场进行集体防护和个人防护。本发明针对现有技术中对压水堆核电...
中国广东核电集团有限公司;大亚湾核电运营管理有限责任…  中国专利  2012年 下载次数(0)| 被引次数(0)

核反应堆的可控制的长期运行 

示例性的实施方式提供自动化的核裂变反应堆以及用于其运行的方法。示例性的实施方式和方面包括,而不限于,核裂变燃料的再次使用、可选燃料和燃料几何结构、模块化的燃料芯、快速流体冷却、可变烧尽、可编程的核调温器、快速通量照射、温度驱动的表面面积/体积比值中子吸收、...
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2009年 下载次数(0)| 被引次数(0)

用于长期运行的自动化核动力反应堆 

示例性的实施方式提供自动化的核裂变反应堆以及用于其运行的方法。示例性的实施方式和方面包括,而不限于,核裂变燃料的再次使用、可选燃料和燃料几何结构、模块化的燃料芯、快速流体冷却、可变烧尽、可编程的核调温器、快中子通量照射、温度驱动的表面面积/体积比值中子吸收...
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2009年 下载次数(0)| 被引次数(0)

主中子源倍增器组件 

一种在核反应堆和其它工业用途中使用的中子发射组件由封装少量252锎的大量铍制成,252锎能够放置在具有端部塞和保持弹簧的储器中。
西屋电气有限责任公司  中国专利  2013年 下载次数(0)| 被引次数(0)

用于在核反应堆中提供燃料的方法和系统 

示例性的实施方式提供自动化的核裂变反应堆以及用于其运行的方法。示例性的实施方式和方面包括,而不限于,核裂变燃料的再次使用、可选燃料和燃料几何结构、模块化的燃料芯、快速流体冷却、可变烧尽、可编程的核调温器、快中子通量照射、温度驱动的表面面积/体积比值中子吸收...
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2009年 下载次数(0)| 被引次数(0)

热管核裂变爆燃波反应堆冷却 

说明性实施方式提供与核裂变爆燃波反应堆冷却相关的系统、应用、装置和方法。说明性实施方式和方面包括但不限于核裂变爆燃波反应堆、传递核裂变爆燃波反应堆的热量的方法、从核裂变爆燃波反应堆传递热量的方法、在核裂变爆燃波反应堆内传递热量的方法,等等。
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2011年 下载次数(0)| 被引次数(0)

裂变点火器 

例证性的实施方式提供用于核裂变反应堆的核裂变点火器以及它们的操作方法。例证性的实施方式和方面包括但不限于:配置成在核裂变燃料材料中点燃核裂变爆燃波的核裂变点火器、带有核裂变点火器的核裂变爆燃波反应堆、点燃核裂变爆燃波的方法以...
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2011年 下载次数(0)| 被引次数(0)

一种直接分离二氧化铀或者乏燃料中稀土元素的方法 

本发明涉及一种直接分离二氧化铀或者乏燃料中稀土元素的方法,该方法包括以下步骤:⑴将模拟乏燃料置于功能化的离子液体中,使其混合均匀得到固体混合液;⑵将所述固体混合液搅拌溶解,离心分离,得到上层清液和下层未溶解的二氧化铀固体或者未溶解乏燃料;⑶对所述上层清液利用ICP#OES测量清液中的金属离子含量,进而计算出溶解在离子液...
中国科学院近代物理研究所;厦门稀土材料研究所  中国专利  2018年 下载次数(0)| 被引次数(0)

放射性废物的处理方法 

本发明提供从核裂变产物中仅选择性地消除长寿命放射性核素的核裂变产物的处理方法。在放射性废物的处理方法中,其特征在于,包括:不伴随同位素分离地从放射性废物中提取含有核裂变产物中的放射性核素且原子序数相同的同位素元素的群的工序、和向所述同位素元素的群照射通过加速器生成的高能量粒子以使所述...
国立研究开发法人理化学研究所  中国专利  2017年 下载次数(0)| 被引次数(0)

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