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公开(公告)号：CN111081390A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407691.6
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李权 , 柴晓明 , 王金雨 , 张卓华 , 黄永忠 , 李文杰 , 李垣明 , 张宏亮 , 何晓强 , 曾畅 , 彭诗念 , 苏东川 , 李松蔚 , 段振刚 , 余红星 , 杨洪润
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种增强慢化能力的双包壳燃料元件，包括：上端塞、气腔弹簧A、内包壳、气腔弹簧B、外包壳、若干个芯块A、若干个芯块B和下端塞；内包壳内部下端堆叠若干个芯块A，芯块A上部设置内包壳裂变气体气腔；内包壳裂变气体气腔一端通过气腔弹簧A与芯块A阻隔，内包壳裂变气体气腔的另一端也设置有气腔弹簧A；内包壳的外壁套有外包壳；内包壳外壁与外包壳内壁之间由下至上堆叠放置若干个芯块B；芯块B上部设置气腔弹簧B；上端塞与内包壳和外包壳的顶部定位连接；下端塞与内包壳和外包壳的底部焊接连接；芯块A和芯块B的材料按裂变材料-慢化材料或慢化材料-裂变材料形式组合。
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公开(公告)号：CN111076592A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911414574.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F28D15/04
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种碱金属热管吸液芯的处理方法。本发明包括如下步骤：步骤一、确认基本原理；步骤二、材料准备；步骤三、在丝网上沉积纳米微粒，形成碱金属热管吸液芯；步骤四、将碱金属热管吸液芯应用于热管。本发明能够提升热管传热极限。
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公开(公告)号：CN111076579A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407692.0
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域，具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法，包括：电源、电磁泵和热管202，所述电磁泵环套在热管202的外表面，电源连接电磁泵；所述热管202还包括：热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7；所述热管包壳4内部为热管中心气腔6；热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5；热管包壳4的外部中部设置有保温层7；所述电磁泵还包括：电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204；所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204；所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号：CN108511091A
公开(公告)日：2018-09-07
申请号：CN201810444275.2
申请日：2018-05-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/32 , G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有安全系统，所述安全系统包括：铅基合金池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在铅基合金池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在铅基合金池中，实现了压力管式压水反应堆系统设计合理，且压力管式压水反应堆安全特性和经济性均较高的技术效果。
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公开(公告)号：CN104992045B
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118486486A
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410555363.5
申请日：2024-05-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/04 , G21C13/02 , G21C17/003
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，具体涉及一种铅基快中子反应堆排气装置及裂变气体收集装置，排气装置包括燃料棒和单向排气装置，燃料棒包括核燃料芯块柱和包壳管，单向排气装置单向连通气腔与包壳管外部，压力容器内设置有淹没燃料棒和单向排气装置的金属冷却剂；使用时，核燃料芯块柱产生的裂变气体单向穿过单向排气装置进入到金属冷却剂内；裂变气体收集装置，包括铅基快中子反应堆排气装置、暂存罐、多级净化装置和循环泵；本发明通过在燃料棒的包壳管上连接一个单向排气装置，使的燃料棒内部的裂变气体在超过一定压力时排出至一回路冷却剂中，实现了单向排气的目的，通过裂变气体收集装置，在反应堆压力容器上腔室收集气态裂变产物。
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公开(公告)号：CN113674878B
公开(公告)日：2024-07-16
申请号：CN202110801801.8
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种铅基快堆氧化铅反射层组件及铅铋快谱堆堆芯布置，包括：组件盒和设置在组件盒内部的若干个包壳、氧化铅和冷却剂；所述包壳全部沿组件盒轴向方向放置，且在组件盒的截面方向均匀布置，其中一个包壳的截面圆心与组件盒的截面圆心重合，即该包壳与组件盒同心同轴布置，其余包壳均匀分布在组件盒内，且所有相邻包壳的截面圆心之间的距离全部相等。本发明设计的反射层组件布置在堆芯燃料区域外后，大量溢出堆芯的中子将被反射回堆芯，可以大幅降低中子泄漏，提高堆芯的中子利用率，从而延长铅基快堆的运行周期，提高铅基快堆的经济性。
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公开(公告)号：CN114446496B
公开(公告)日：2024-04-23
申请号：CN202210147490.2
申请日：2022-02-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于环形燃料元件的超高通量反应堆堆芯，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：包括反射层以及设于反射层内的堆芯活性区，其特征是，所述堆芯活性区设有多个燃料组件以及多个控制棒组件；所述燃料组件和控制棒组件的截面均为六角形；多个所述燃料组件紧凑布置，多个控制棒组件布置在堆芯活性区外围。本发明在堆芯在热功率不超过200MW，换料周期不低于100个满功率天，堆芯平均功率密度不超过1200MW/m3的情况下，堆芯最大中子通量在1×1016n/cm2/s，其堆芯最大中子通量均远高于目前在建或规划的反应堆，具备很高的先进性和竞争力。
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公开(公告)号：CN114446497B
公开(公告)日：2024-04-19
申请号：CN202210148061.7
申请日：2022-02-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：包括反射层以及设于反射层内的堆芯活性区，其特征是，所述堆芯活性区设有中心孔道区、多个燃料组件以及多个控制棒组件，中心孔道区由冷却剂填充形成中心孔道组件；所述燃料组件、控制棒组件和中心孔道组件的截面均为正方形；多个所述燃料组件紧凑布置，多个控制棒组件布置在活性区外围，且中心孔道组件位于堆芯活性区的中心。本发明的堆芯在热功率不超过200MW，换料周期不低于100个满功率天，堆芯平均功率密度不超过1200MW/m3的情况下，堆芯最大中子通量超过1×1016n/cm2/s，具备很高的先进性和竞争力。
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公开(公告)号：CN114065126B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111246965.5
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/16
Abstract: 本发明公开了降低核数据相关计算不确定度方法、装置、设备及介质，包括对目标工业堆芯与若干个临界物理实验进行核数据相关的敏感性分析，得到所有堆芯的物理响应参数对所有核数据的敏感性系数；形成目标工业堆芯的物理响应参数对核数据的敏感性向量，以及各个临界物理实验的敏感性向量；根据所有核数据构建相对协方差矩阵，结合所述敏感性向量得到目标工业堆芯以及临界物理实验的核数据相关不确定度；计算目标工业堆芯与临界物理实验之间的相似性系数和实验之间的相关性因子；根据相似性系数和相关性因子，计算目标堆芯的核数据相关后验及后验的核数据相关不确定度。本发明可以充分利用临界物理实验数据，且规避了核数据调整过程。
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