一种核电站安全壳穹顶裂缝无线自动监测方法及装置，包括设置若干无线传感器节点、中继模块和 数据处理模块，对中继模块，将接收天线放置于穹顶中间护栏上，接收所有无线传感器节点采集的测量 数据，通过高频传输电缆在穹顶中间与女儿墙间建立信号链路，将发射天线安置在女儿墙外转发测量数 据；数据处理模块包括第四无线传输模块和终端设备，第四无线传输模块和终端设备通过数据电缆连接， 将第四无线传输模块放置在能够与中继模块的发射天线通视的位置，接收发射天线转发的测量

本实用新型提供核电站安全壳内衬钢板缺陷测量装置，其特征在于：包括支架、导轨、滑块、中心 控制单元、位移传感器和测距仪，导轨安装在支架上，滑块卡在导轨上，位移传感器和测距仪设置在滑 块上，位移传感器和测距仪分别连接中心控制单元。本实用新型提出的核电站安全壳内衬钢板缺陷测量 装置，在体积和重量上比原有的工具减轻了很多，而且使用所得测量结果精度高，数据量丰富，操作简 单，数据录入迅速，结果直观，有效提高了测量的效率以及精度。 

1、快中子与热中子的特性快堆是今天唯一的技术路线有效为人类提供一种无污染，取之无尽的能源堆型。快堆的四个优点是：（一）佳化环保（二）核废料少（三）燃料闭式循环，充分利用天然铀中的U238（四）嬗变少类锕系核素（NP铮，Am镅，Cm锔）转化成为废料。快堆利用的中子是直接裂变出来的快中子（其平均能量约为2Mev）。因为其裂变截面（即裂变概率）在这个能域很小，（例如，在这平均能域，Pu239的σf≌1barn），故快堆需要的铀或钚的富集度E较大（13%图1：Pu239的裂变及俘获有效截面σf及σc随入射中子能量的变化λ(b)=f(E(ev))2、快堆的增殖作用快堆在燃料燃耗的过程中，可以将U238嬗变为Pu239（可裂变核素）,但是堆中必须具备足够的中子。其条件是，当Pu239吸收一个中子产生裂变放出的中子数目应大于2.3（即>2.3），其中一个中子维持链式反应，一个中子将U238嬗变为Pu239增殖作用，0.3个中子被结构吸收或外漏。这就能将贫铀U238（即浓缩铀工厂出来的天然铀中含有99.3%的U238）全部焚烧，理论上可以将天然铀烧至100%，而不限于0.7%。这是说，对快堆的每Kwh的电价根本是近于零。目前世界上累积的贫铀数量已够快堆发电千年。这是说，从压水堆过渡至快堆之后，可以实现一个无限期发电的世界。 3、快堆的概念设计及安全问题反应堆的功率比P是与裂变核（Pu或U235）的反应率 成正比如下：因为快堆的微观裂变截面比压水堆的小10至100倍，故快堆需要的燃料（Pu）的富集度较大（13%至26.5%）。压水堆的燃料（U235）的富集度（N5/N5+N8）仅4%左右。压水堆的中子平均能量E=400Ker，快堆的中子平均能量E=2Mev，堆的功率密度为300Mw/cm3，比压水堆的约大三至四倍。这么大的功率密度，正适用液态金属（钠）将热量排泄。钠的作用是实现一个高中子谱，传递高密度（W/cm3）的热量。    快堆有两种堆型：    （一）池型    （二）回路型    中国，俄罗斯，法，英，美，印度采用池型，日本采用回路型。        快堆由三个回路组成：    （一）回路为钠池，堆芯    （二）二回路，为中间钠回路    （三）三回路为水蒸汽发生器的水回路

安全壳喷淋泵是核电站中关键的专设安全设备之一。当核电站内发生严重事故时，喷淋泵就会喷淋冷凝蒸汽以降低安全壳内温度和压力，使其低于警戒值，阻止放射性物质泄漏。研制出高水力性能、高可靠性的安全壳喷淋泵是核电用泵国产化的主要目标之一。 2、在申请2项；项目产品加工出样机，并进行了试验测试。各方面的性能指标均优于ASME的指标要求。（1）高效的叶轮和导叶水力模型，其中导叶采用改进的包角两翼变换方法设计；（2）叶轮和导叶的多工况水力优化设计；（3）基于热流固耦合的可靠性研究。

项目简介 1、安全壳喷淋泵是核电站中关键的专设安全设备之一。当核电站内发生严重事故时， 喷淋泵就会喷淋冷凝蒸汽以降低安全壳内温度和压力，使其低于警戒值，阻止放射性物 质泄漏。研制出高水力性能、高可靠性的安全壳喷淋泵是核电用泵国产化的主要目标之 一。 2、在申请 2 项；项目产品加工出样机，并进行了试验测试。 技术指标 各方面的性能指标均优于 ASME 的指标要求。 （1）高效的叶轮和导叶水力模型，其中导叶采用改进的包角两翼变换方法设计；（2）叶 轮和导叶的多工况水力优化设计；（3）基于

本发明提供一种核安全壳高分辨率影像采集系统，包括移动平台、采集平台和控制中心，所述移动 平台包括框架，用于控制采集平台竖直位置并担负配重的电机总成，用于控制采集平台距离安全壳壳壁 距离的推拉杆装置，安装于框架底部用于控制采集平台及移动平台水平位置的轨道轮，控制箱，无线网 桥，以及用于采集平台上下移动限制控制的轨道绳；所述采集平台包括框架，固定在框架两侧用于沿着 安全壳壁采集照片的相机，固定在框架中间位置的集控箱，固定在框架上沿的光控照明灯，以及

本发明公开了一种防核辐射的自愈合混凝土安全壳，安全壳的壳体从里到外依次由第一钢板层、第一结 构胶层、第一复合织物层、铅钢胶囊混凝土层、第二复合织物层、第二结构胶层、第二钢板层构成;铅 钢胶囊混凝土层由混凝土和铅钢胶囊混合而成。办法忙能有效的吸收射线，提高安全壳的抗辐射性能， 且能防止放射性物质的泄露，而且还增大了其强度和韧性，进而提高了抗震性能。

本成果来自有重大应用前景的横向项目，获得国家发明专利授权，为重大装备服役、延寿提供技术支撑。该成果结合大型先进压水堆重大专项(2010ZX06004-18)，研发出一套检测核电站蒸汽发生器传热管微动损伤的装置及其测试方法。它的主要体现形式为；微动磨损测试装置和评价传热管微动损伤的方法和判定标准。该方法及设备为国产核电材料的评价提供了重要的技术支持、相关研究结果处于我国核电行业领先。

山东核电设备制造有限公司成立于2007年7月，是由国家核电技术公司控股组建的国内首家AP1000核电钢制安全壳、结构模块、机械模块、一体化顶盖组件等设备的专业制造公司。 作为三代核电AP1000堆型部分设备的设计、制造及现场安装调试的生产基地，山东核电设备制造有限公司是保障AP1000堆型核电站安全壳压力容器、模块、一体化顶盖组件及其他核电设备生产的专业企业，肩负着AP1000核电项目有关关键设备国产化、自主化的历史使命。  公司于2009年9月顺利通过美国ASME协会N、NPT、NA核级认证，在生产与组装领域和核电工程现场的质量管理体系获得国际权威机构的认可，成为中国第一家取得ASME核级综合认证的企业；2010年9月，被认定为山东省省级技术中心；2009年10月，获得中国国家核安全局颁发的民用核安全机械设备制造许可证；2010年12月，通过ISO9001质量管理体系、ISO14001环境管理体系、GB/T28001职业健康安全三标管理体系认证；2011年，公司被认定为山东省高新技术企业。 公司承担着大型先进压水堆国家重大专项两项课题研究，并有10项科研成果获得国家专利。目前，公司已在世界上率先成功掌握了三代核电AP1000钢制安全壳、模块制造及现场组拼装的先进工艺，并形成了批量化生产能力；设备生产及现场组拼装工作整体进度满足三代核电自主化依托项目浙江三门、山东海阳核电建设进度要求，为中国三代核电自主化依托项目AP1000核电机组的工程建设以及后续项目的批量化、自主化建设打下了坚实的基础。

公司研发的《泰开》牌车载移动变电站，是把高压进线单元、卧式变压器单元、低压配电单元等所有变电设备安装在一辆或几辆运输车辆（二类底盘或半挂车底盘）上，用于在紧急情况下代替某一常规变电站，3小时内迅速恢复供电，从而缩短停电时间；也可用于执行军事任务、执行救灾任务、地质勘探、矿业初期生产等恶劣环境的安装工程等；也可用于旅游区临时用电、大型体育活动或大型建筑的临时用电。