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公开(公告)号：CN116504428A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310279861.7
申请日：2023-03-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于泡沫金属的金属合金包壳棒状燃料元件，包括芯块，所述芯块外套设有包壳，所述包壳和所述芯块之间设置有泡沫金属层；所述泡沫金属层的厚度为0.1mm‑2mm，所述泡沫金属层的气孔平均直径为0.01mm‑1mm；所述包壳的材质为金属合金。泡沫金属层将在燃料元件使用的过程中吸收芯块变形能同时改善芯块和包壳之间的换热效率，并为芯块裂变产生的裂变气体提供更大的的包容空间，即在保证燃料元件不发生PCMI现象的基础上同时增加裂变气体的包容能力。
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公开(公告)号：CN115938615A
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202211239264.3
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/322 , G21C3/324 , G21C15/247
Abstract: 本发明实施例提供一种液态金属冷却反应堆金属燃料元件，包括：金属燃料芯体、包壳管、上端塞和下端塞；所述包壳管的两端分别与上端塞和下端塞连接；还包括：隔离层，设于金属燃料芯体与包壳管之间；空腔，设于金属燃料芯体一端或两端的包壳管内；螺旋件，设于包壳管外侧；以及保护层，设于包壳管和螺旋件外表面；所述金属燃料芯体为环形金属燃料芯体；所述隔离层和包壳管内表面紧密贴合；金属燃料芯体与隔离层之间形成间隙配合或者冶金结合；包壳管内充有氦气。本发明实施例解决了液态金属冷却反应堆中燃料与填充金属的相容性匹配较差导致辐照肿胀时产生FCMI引起包壳失效的问题。
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公开(公告)号：CN106733233A
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201611030784.8
申请日：2016-11-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了用于分离液相基体中的微量、痕量固相的连续离心装置，包括离心转盘，离心转盘上设置有进液槽和离心分离管，进液槽和离心分离管之间通过进液管连通，所述离心转盘上还设置有废液收集槽，废液收集槽与离心分离管之间通过岀液管连通，所述离心分离管的管口设置有管塞。本发明将待离心的液体放置在密封的离心分离管内，在离心力的作用下实现固相沉积在离心分离管底部，同时通过进液管向离心分离管内泵入淋洗稀释液，随着淋洗稀释液在离心分离管内的增加直到由出液管溢出至废液收集槽内，实现微量、痕量固相与液相基体的分离，不仅安全而且分离效果好。
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公开(公告)号：CN119510684A
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202411613942.7
申请日：2024-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及放射性核素试验设备技术领域，具体涉及一种钋捕集材料气固反应动力学模型验证装置和方法，验证装置包括：供气组件，所述供气组件能够输出设定流量的试验气体；第一可控温加热炉，所述第一可控温加热炉的内腔与所述供气组件的输出端相连，所述第一可控温加热炉适配有给料机构和第一辐射计，所述给料机构用于将装填有钋的蒸发坩埚送入所述第一可控温加热炉的内腔；第二可控温加热炉，所述第二可控温加热炉的内腔与所述第一可控温加热炉的内腔连通，所述第二可控温加热炉的内腔设置有捕集材料填充床，且所述第二可控温加热炉的出气端适配有第二辐射计和第二压力计，满足Po‑210气溶胶捕集材料的特性研究需求。验证方法基于前述的验证装置。
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公开(公告)号：CN117428307A
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202311567281.4
申请日：2023-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于核燃料棒电阻焊接的端塞，端塞本体中部带有用于和包壳管实现电阻焊接的焊接区，焊接区在朝远离包壳管方向带有依次同轴连接的第一圆台段、第二圆台段和第三圆台段；第二圆台段的外径尺寸位于包壳管内径和外径尺寸之间；第一圆台段、第二圆台段和第三圆台段三者之间，第一圆台段外径最小，第二圆台段的外径最大；端塞本体位于包壳管内的内端还带有和第一圆台段同轴连接的第四圆台段，第四圆台段的外径小于包壳管内径，且位于第一圆台段和第二圆台段外径尺寸之间。采用本方案，能够有效地控制焊接熔合区熔合线长度和角度，以及焊缝凸出高度，并能够限制焊接过程焊瘤的流动，避免焊瘤与燃料棒内部燃料柱或气腔弹簧接触。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115374637B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202211016759.X
申请日：2022-08-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于无源效率刻度的核材料滞留量计算方法和终端，包括以下步骤：采用蒙特卡罗模拟方法对探测器晶体各项参数进行准确模拟，获取探测器晶体的各项模拟参数；现场测量各工况下的几何条件，并根据核材料滞留量沉积设备及核材料滞留量分布状况建立数学物理模型；在数学物理模型中根据相关计算建立数学模拟，并根据探测器晶体的各项参数，计算出不同工况现场条件下探测器对γ射线的探测频率；根据γ射线的探测频率，计算核材料滞留量。采用本方案，通过无源探测效率刻度方法进行生产线核材料滞留量测量与分析，能尽可能的得到探测效率的真实数据；采用无源刻度，能够提高测试人员的安全性，利用蒙特卡罗模拟方法能够提高测试的准确性。
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公开(公告)号：CN113295577B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110571595.6
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N9/02
Abstract: 本发明公开了一种包覆燃料颗粒疏松热解碳层表观密度测定方法，包括以下步骤：称量燃料颗粒的质量；用压汞法测燃料颗粒表观体积；高温氧化去除燃料颗粒表面包覆的疏松热解碳层，UO2芯核被氧化为U3O8；称量U3O8的质量，计算UO2芯核的质量；将燃料颗粒的质量与UO2芯核的质量的差值作为疏松热解碳层的质量；利用UO2芯核的质量和表观密度、计算获得芯核的表观体积；燃料颗粒的表观体积与UO2芯核的表观体积的差值作为疏松热解碳层的表观体积；疏松热解碳层的质量与表观体积的比值作为其表观密度。基于称量法和压汞仪完成相关质量和表观体积的测定、结合相关计算，在不对疏松热解碳层厚度测定的情况下，实现疏松热解碳层表观密度的测定。
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公开(公告)号：CN113295577A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110571595.6
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N9/02
Abstract: 本发明公开了一种包覆燃料颗粒疏松热解碳层表观密度测定方法，包括以下步骤：称量燃料颗粒的质量；用压汞法测燃料颗粒表观体积；高温氧化去除燃料颗粒表面包覆的疏松热解碳层，UO2芯核被氧化为U3O8；称量U3O8的质量，计算UO2芯核的质量；将燃料颗粒的质量与UO2芯核的质量的差值作为疏松热解碳层的质量；利用UO2芯核的质量和表观密度、计算获得芯核的表观体积；燃料颗粒的表观体积与UO2芯核的表观体积的差值作为疏松热解碳层的表观体积；疏松热解碳层的质量与表观体积的比值作为其表观密度。基于称量法和压汞仪完成相关质量和表观体积的测定、结合相关计算，在不对疏松热解碳层厚度测定的情况下，实现疏松热解碳层表观密度的测定。
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公开(公告)号：CN115112551B
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202210725503.X
申请日：2022-06-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐酸腐蚀的溶解动力学反应装置及其实验方法，涉及分析检测技术领域，包括：反应容器和容器封盖；所述容器封盖用于封闭所述反应容器的开口，所述容器封盖上带有温度测量口、气相通道口和加/取样口；所述温度测量口处接有温度测量装置；所述气相通道口处接有冷凝回流装置。采用本方案，能在样品溶解反应过程中，通过在不同时间点对反应容器内的溶液进行取样分析，实现对不易溶的掺杂二氧化铀微球的溶解规律和溶解动力学行为的研究。
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公开(公告)号：CN119492671A
公开(公告)日：2025-02-21
申请号：CN202411613943.1
申请日：2024-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于Po‑210防护装置的动力管结构及其性能测试方法，涉及放射性废气处理技术领域，该动力管结构包括管体，管体两端均设置有开口，且开口处均安装有管帽，管帽与管体的连接处安装有密封垫；管体内安装有多个筛板，多个筛板将管体分割成多个腔体，腔体内安装滤材。该动力管结构可以对多种候选Po捕集材料的性能测试，以及后续防护滤盒的结构及性能优化验证，指导Po‑210滤材选型及Po‑210个人防护装置的设计与优化，为后续铅铋快堆在运行、检修等过程中的人员防护提供支撑，其性能测试方法可以准确测量动力管结构的过滤效率，进而便于对Po‑210防护装置的过滤性能进行检测。
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