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本发明公开了一种用于核电站蒸汽发生器密封堵板拆装作业的机械臂及方法，该机械臂关节段的两端分别与连接座和工作装置连接，连接座与第一输送结构连接；关节段包括七个自由度，以第三关节为重载中部枢轴，具备折叠与展开双状态，折叠后径向包络尺寸小于作业入口的最大通过尺寸，展开后末端工作装置的可达范围覆盖密封堵板的安装工位；末端工作装置采用中心气动夹紧与周向气源通道同轴集成设计，抓取堵板时同步完成气路密封对接。本发明具有充裕的运动自由度和灵活的姿态调节能力，可在狭小强辐射空间内实现密封堵板全自动化拆装，兼具高通过性、重载能力与核电环境适配性，可大幅降低人员受照剂量，提升作业效率与可靠性。

本发明公开了一种核电厂用插板阀，包括阀体外壳、自动伸缩驱动机构及阀板，阀体外壳内界定有阀腔，阀体外壳上设有贯穿阀体外壳的两相对侧面且其侧面与阀腔连通的阀道，阀体外壳的侧面开设有与阀腔连通的阀板孔；自动伸缩驱动机构安装在阀腔内；阀板滑动安装于阀道并与自动伸缩驱动机构驱动连接；阀板在自动伸缩驱动机构带动下经阀板孔伸出阀腔或回缩至阀腔，以打开或关闭阀道。上述核电厂用插板阀通过在阀腔内设置自动伸缩驱动机构实现对阀板的启闭控制，省略了复杂传动机构，实现了插板阀的紧凑式设计，可满足核电换料系统安装口径小、反应堆顶空间限制的要求；实现对阀门启闭的远程控制。

本发明公开了一种结构简单、不易损伤加热棒的用于核反应堆实验的加热棒螺旋节距检测装置，包括导向结构、定位结构及节距测量结构，导向结构内界定有测量空间，导向结构外表面设有导向通孔；定位结构可转动地设置在导向结构一端，定位结构上设有用于限制加热棒端部的定位部；节距测量结构包括设置在导向通孔内并可沿导向结构轴向移动的滑块、沿导向结构径向滑动插入滑块的探针，探针下端抵接于加热棒表面；导向结构在外力作用下相对于定位结构转动，使探针抵持加热棒以相对于滑块沿导向结构径向滑动，并使探针沿导向结构轴向移动，以获取实测螺旋节距。还公开了采用上述加热棒螺旋节距检测装置实施的加热棒螺旋节距的检测方法。

本发明涉及核反应技术领域，尤其涉及一种核反应堆首次装料启动中子源强优化方法、介质和设备。一种核反应堆首次装料启动中子源强优化方法，包括以下步骤：S10：根据RPN源量程探测器的性能与预设反应堆监测要求，获取装料最小中子计数率，得到中子验收准则；S20：根据核反应堆的停堆裕度获取最小硼10浓度下限；S30：建立反应堆本体及主屏蔽的三维模型；S40：根据三维模型对中子验收准则和最小硼10浓度下限进行计算，得到理论最小需求源强。本发明有效提升了中子源源强设计的精细化、精准化水平。同时，本发明用硼10的浓度作为中子源源强的判断依据，使得在达到同等核反应控制效果的前提下能显著降低硼酸的整体投放量。

本申请实施例提供了一种反应堆燃料棒变形的确定方法及装置。该方法包括：将反应堆中的燃料棒离散化为M个轴向段；对于每个轴向段，根据轴向段内包壳的弹性变形和非弹性变形，确定包壳的总变形尺寸；根据轴向段内芯块的弹性变形和非弹性变形，确定芯块的总变形尺寸；在芯块与包壳之间的间隙闭合的情况下，基于预设的接触模式对芯块与包壳的变形进行耦合求解，得到目标弹性应变；根据包壳的总变形尺寸、芯块的总变形尺寸和目标弹性应变，确定包壳的应力分布；根据包壳的应力分布确定燃料棒的变形程度。本申请实施例能够提升燃料棒变形预测精度。

本申请公开了一种液态金属反应堆装置的腐蚀监测方法及腐蚀监测装置，方法包括：在液态金属反应堆装置装填有液态金属的腐蚀环境下，通过伽马探测器在多个时间节点下分别对同一目标区域进行示踪核素的放射性活度测量，得到示踪核素在各个时间节点下分别对应的净计数率；根据第一时间节点和第二时间节点的时间间隔以及单次放射性活度测量的测量时长，对第一净计数率和第二净计数率进行衰变修正；基于预设标定对应关系、修正后的第一净计数率以及修正后的第二净计数率，确定目标区域的装置壁的厚度减薄量；其中，标定对应关系为净计数率的比值与厚度的对应关系。本申请能够在核反应堆正常运行时实现对液态金属反应堆装置壁的腐蚀监测。

本申请涉及一种核反应堆堆芯长期低功率运行天数评估方法和装置。所述方法包括：根据正常循环的燃料管理方式，计算目标机组的核反应堆堆芯的基负荷功率运行史，并确定多个目标瞬态工况；对基负荷功率运行史和正常循环的目标瞬态工况进行长期低功率天数分析，得到第一长期低功率运行天数；对基负荷功率运行史和换料循环的目标瞬态工况进行长期低功率天数分析，得到第二长期低功率运行天数；判断第一长期低功率运行天数是否小于第二长期低功率运行天数，若是，将第一长期低功率运行天数作为长期低功率运行天数。采用本方法能够快速和包络的进行核反应堆堆芯长期低功率运行天数评估。

本申请涉及一种核电机器人的机械臂路径规划方法和装置。所述方法包括：获取核电机器人的作业环境数据，构建碰撞模型；确定主臂和副臂各自的末端可达区域及主臂和副臂的协同可达区域；确定核电机器人的移动底盘的目标停靠位姿及主臂和副臂各自的目标关节配置；在移动底盘运动至目标停靠位姿的情况下，依次将副臂和主臂中的一个作为障碍物，更新碰撞模型，并根据更新后的碰撞模型规划副臂和主臂中的另一个由当前关节配置运动至对应的目标关节配置的运动路径；在主臂和副臂运动至各自的目标关节配置并夹持目标物体的情况下，根据目标物体的目标运动轨迹，规划主臂和副臂的同步关节运动路径。采用本方法能够提升核应急处置的作业效率与自主化水平。

本申请实施例提供了一种反应堆的临界热流密度确定方法及装置。该方法包括：获取反应堆处于静止状态下棒束通道的第一临界热流密度，以及反应堆处于至少一种运动状态下棒束通道的第二临界热流密度；根据第一临界热流密度与第二临界热流密度进行计算，得到每种运动状态下的惩罚系数，运动状态包括倾斜状态、摇摆状态或起伏状态；对于每种运动状态，根据运动状态下的惩罚系数与运动状态下的运动参数，构建运动状态下运动参数的惩罚关系；根据每种运动状态下的惩罚关系以及第一临界热流密度，确定反应堆的目标临界热流密度。本申请实施例能够解决现有的CHF预测技术应用于运动环境下的反应堆的安全性较差的问题，提升运动环境下反应堆CHF预测的可靠性。

本申请公开了一种核反应堆堆芯的中子学参数评价方法及装置，属于核反应堆技术领域。方法包括：确定堆芯中待配插旧燃料棒的目标燃料组件的燃料棒配插位置；根据目标燃料组件的信息，构建堆芯的第一堆芯模型；响应于在燃料棒配插位置配插吸收体棒，将目标燃料组件中位于燃料棒配插位置的原有燃料棒替换为吸收体棒，得到替换后的目标燃料组件信息，并根据替换后的目标燃料组件信息，构建堆芯的第二堆芯模型；根据第一堆芯模型和第二堆芯模型，确定堆芯配插旧燃料棒后的中子学参数评价结果。本申请可以在避免对核设计程序的二次开发、换棒燃料组件建模复杂问题的同时，使中子学参数评价结果更具有包络性，以提高堆芯中子学参数评价结果的保守性。

本申请公开了一种燃料装载错误情况下的堆芯运行安全分析方法及装置，其中，燃料装载错误情况下的堆芯运行安全分析方法包括：针对堆芯在燃料循环方案中更换的多个新燃料组件，获取多个新燃料组件分别对应的芯块错装载工况；根据堆芯允许出现芯块错装载的组件数量、多个新燃料组件的数量和多个新燃料组件分别对应的芯块错装载工况，对多个新燃料组件进行工况组合，得到堆芯的多种芯块错装载工况；在堆芯的多种芯块错装载工况下，对堆芯的燃耗进行模拟计算，确定堆芯在芯块装载错误情况下的运行安全性。从而，针对燃料棒的芯块错装载，实现堆芯运行安全性分析。