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公开(公告)号：CN107417234A
公开(公告)日：2017-12-01
申请号：CN201710849612.1
申请日：2017-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C04B28/24 , C04B38/0045 , C04B2111/00862 , C04B2201/32 , C04B14/34 , C04B14/42 , C04B14/30
Abstract: 本发明公开了具有γ辐照屏蔽性能的气凝胶保温隔热材料及其制备方法，解决了现有技术中未见能够同时克服玻璃棉缺陷并达到γ辐照屏蔽功能的保温材料的问题。本发明包括制备好二氧化硅溶胶，然后将γ射线吸收体加入到二氧化硅溶胶中混合均匀后制成二氧化硅溶胶基料；在模具内平铺好纤维增强材料，将制备好的二氧化硅溶胶基料倾倒于模具中，当二氧化硅溶胶基料将纤维增强材料完全浸润后获得湿凝胶复合材料，进行合模、定型、拆模，然后将模具中的湿凝胶复合材料取出放置到溶剂置换装置中进行溶剂置换，最后取出干燥即制成保温隔热材料；γ射线吸收体的加入量为保温隔热材料重量的2wt～20wt％。本发明具有隔热性能良好、γ辐照屏蔽功能优异等效果。
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公开(公告)号：CN107142421A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710390429.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/48
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核电燃料元件用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料均无法满足作为适用于燃料元件包壳、格架等堆芯结构体用要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.3wt％Ta、0.1～0.3wt％V，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN106737878A
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201710025283.9
申请日：2017-01-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B25J21/02 , C03B23/057
CPC classification number: B25J21/02 , C03B23/057
Abstract: 本发明公开了一种核电站温度探测器的真空充氦封装装置及封装方法，装置包括手套箱、真空系统、充氦系统、夹持石英玻璃管的夹持装置、对石英玻璃管密封部位进行加热的激光加热系统，真空系统和充氦系统均与手套箱内部连通；夹持装置位于手套箱内；激光加热系统部分伸入手套箱内。本发明采用能量高度集中的激光在确保温度探测丝不发生熔化的前提下对石英玻璃管进行加热熔化，克服了常规密封方法中合金丝会熔化的问题；真空系统、充氦系统和手套箱能够确保充氦前石英玻璃管内的真空度、充氦后石英玻璃管内氦气的压力，并能防止石英玻璃管密封时氦气泄漏。
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公开(公告)号：CN103898367A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579019.7
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种用于核动力反应堆堆芯结构材料的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.25，Fe：0.30-0.50，Cr：0.20-0.30，As或Sb或Bi：0-0.1，Si或S：0-0.03，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006；余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，既改善了合金的耐腐蚀性能，又改善了合金的力学性能及抗辐照性能，可以满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。这种合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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公开(公告)号：CN103898360A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210576987.2
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr：0.15-0.30,Cu或Bi或Ge：0.01-0.10，Si或S:0.002-0.03，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，既改善了合金的耐腐蚀性能，又改善了合金的力学性能及抗辐照性能，合金性能满足核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119811563A
公开(公告)日：2025-04-11
申请号：CN202510287607.0
申请日：2025-03-12
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G06N3/0455 , G06N3/0464 , G06N3/0475 , G06N3/084
Abstract: 本申请涉及计算材料科学技术领域，特别涉及一种基于生成式深度学习模型的燃料微观结构预测方法，包括以下步骤：获取数据集；数据集包括不同工艺条件下的SEM照片；对数据集进行预处理，并基于预处理后的数据集，得到训练集；基于条件变分自编码器模型，构建生成式深度学习模型；并将训练集的数据输入至生成式深度学习模型，进行模型训练，得到训练完成的生成式深度学习模型；将工艺条件输入至训练完成的生成式深度学习模型，生成特定燃料微观结构。本申请借助生成式深度学习模型直接由化学成分和工艺制备参数生成微观组织图像，摆脱专业限制，能够直接输出和微观检测结果一致的图像，解决传统实验及模拟计算成本高、耗时长、过程复杂等问题。
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公开(公告)号：CN118627403A
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202411106775.7
申请日：2024-08-13
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳)(哈尔滨工业大学深圳科技创新研究院) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明建立一种掺杂二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算方法。主要通过模型计算不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下的掺杂二氧化铀陶瓷燃料的组成成分；根据计算的组成成分结果，制备一系列模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度的二氧化锆掺杂二氧化铀燃料；然后测量模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度掺杂二氧化铀材料的杨氏模量、硬度、断裂韧性、断裂强度力学性能数据；然后基于机器学习方法，建立一种不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算模型和方法。本发明方法可以定量预测二氧化锆掺杂二氧化铀陶瓷燃料的力学性能，有助于准确评估掺杂二氧化铀陶瓷燃料的堆内反应行为。
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公开(公告)号：CN117910282A
公开(公告)日：2024-04-19
申请号：CN202410315133.1
申请日：2024-03-19
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳)(哈尔滨工业大学深圳科技创新研究院) , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/10 , G16C60/00 , G01N25/20 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提出一种掺杂氧化物核燃料的热导率计算方法，包括：步骤1，建立掺杂材料对热传导过程中声子的散射系数计算模型；掺杂材料形成AxBy型固溶体材料；步骤2，分别建立掺杂材料中A类点阵缺陷和B类点阵缺陷所产生的声子散射系数计算模型；步骤3，建立计算替代原子导致的声子散射系数模型；步骤4，建立前述步骤中各声子散射系数模型中各参数的计算方法；步骤5，根据前述步骤中的结果计算掺杂材料的热导率。本发明基于掺杂前氧化物材料的热导率数据，经过计算即可直接获得掺杂后材料的热导率，无需额外单独制备热导率实验测量所需的标准尺寸样品，从而能够快速反映被研究材料产品的热物理性能状态，降低新材料的研发成本，缩短研发周期。
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公开(公告)号：CN116705360A
公开(公告)日：2023-09-05
申请号：CN202310416381.0
申请日：2023-04-18
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核能技术领域，公开了一种核燃料元件及其制造方法；所述制造方法包括：采用激光粉末床熔化技术，逐层一体化成形核燃料元件的核燃料区和包壳；其中，每层一体化成形核燃料元件的核燃料区和包壳时均是通过激光熔化、凝固核燃料区、第一区域和第二区域的材料，使各个区域的材料冶金结合；第一区域、第二区域的材料成形为包壳；第二区域的材料成形的包壳包覆核燃料区；第一区域的数量为一个或多个，第一区域的材料成形的包壳形成冷却流道，且分布于核燃料区。本发明可一次对燃料芯块和包壳一体化成形，芯块与包壳之间不存在间隙，致密化结合可提高传热效率，提高反应堆的功率。
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公开(公告)号：CN115524231A
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN202211167498.1
申请日：2022-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 深圳市万斯得自动化设备有限公司
Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变测试系统，包括高温真空炉，所述高温真空炉上还安装有夹持模块，夹持模块用于将布置于高温真空炉内的待测试的包壳管夹持固定；轴向拉压模块，用于对待测试的包壳管进行反复拉压；内压控制模块，用于对包壳管内部进行增压；3D蠕变测量模块，用于测量包壳管在经轴向拉压模块对其拉压时的轴向变形量，以及在经内压控制模块对其内部进行增压时的周向上的变形量。本发明实现了包壳管内压疲劳和外拉压疲劳同步试验的模拟工况，获得了同步试验的实时研究数据，完全实现了核电材料包壳管的疲劳强度试验，进而可以优化包壳管的设计、生成等等环节，以提高核电应用的安全使用性。
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