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公开(公告)号:CN117929130A
公开(公告)日:2024-04-26
申请号:CN202410319100.4
申请日:2024-03-20
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: G01N3/08 , G01N15/0205
Abstract: 本发明提出一种小尺寸球形核燃料颗粒压碎强度的测量方法,包括下列步骤:步骤1:获取小尺寸球形核燃料样品;步骤2:量测所述样品颗粒的粒径大小;步骤3:对所述样品进行压碎,获得所述样品的压碎载荷;步骤4:根据所述样品颗粒粒径大小及所述压碎荷载计算所述样品的压碎强度。本发明的量测方法使单个球形核燃料颗粒在整个压碎强度测量过程中易于转运;本方法可直接针对单个球形核燃料颗粒的直径和压碎载荷进行精确测量;采用本方法测量单个球形核燃料颗粒的压碎强度所需的辅助设备少,操作方式简便易行,测量效率高。
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公开(公告)号:CN117929130B
公开(公告)日:2024-06-07
申请号:CN202410319100.4
申请日:2024-03-20
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: G01N3/08 , G01N15/0205
Abstract: 本发明提出一种小尺寸球形核燃料颗粒压碎强度的测量方法,包括下列步骤:步骤1:获取小尺寸球形核燃料样品;步骤2:量测所述样品颗粒的粒径大小;步骤3:对所述样品进行压碎,获得所述样品的压碎载荷;步骤4:根据所述样品颗粒粒径大小及所述压碎荷载计算所述样品的压碎强度。本发明的量测方法使单个球形核燃料颗粒在整个压碎强度测量过程中易于转运;本方法可直接针对单个球形核燃料颗粒的直径和压碎载荷进行精确测量;采用本方法测量单个球形核燃料颗粒的压碎强度所需的辅助设备少,操作方式简便易行,测量效率高。
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公开(公告)号:CN119667639A
公开(公告)日:2025-03-21
申请号:CN202510167779.4
申请日:2025-02-17
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)
Abstract: 一种适用于红外扫描式激光雷达的能见度反演方法及装置,包括根据预先确定好的待拟合大气区间拟合计算出多个预估消光系数;基于多个预估消光系数生成对应的预估消光系数廓线,根据预估消光系数廓线确定全局大气区间中的均匀大气区间;生成均匀大气区间对应的消光系数廓线,计算均匀大气区间对应的消光系数廓线和预估消光系数廓线之间的误差值;根据误差值、预设的误差阈值和均匀大气区间对应的消光系数廓线进行迭代计算,直至反演出满足误差值要求的最终消光系数廓线,根据最终消光系数廓线计算出全局大气区间的能见度。解决了在不均匀大气中利用红外扫描式激光雷达进行能见度反演的准确度较低的技术问题。
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公开(公告)号:CN115508190A
公开(公告)日:2022-12-23
申请号:CN202211203407.5
申请日:2022-09-29
Applicant: 深圳市万斯得自动化设备有限公司 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变高温夹具,包括两夹紧机构,每一夹紧机构均包括一安装壳体;每一安装壳体的一端还均开设一连接孔,包壳管的两端分别插设于一连接孔内;其中一所述安装壳体的内部沿其轴向还开设一与连接孔连通的通气流道,且该安装壳体的外壁还设有与通气流道连通的通气接口;每一连接孔内还均安装一套设于包壳管外壁的密封件;每一安装壳体设有连接孔的一端还固定连接一连接环,且每一连接环内还均安装一套设于包壳管外壁的压紧组件,压紧组件用于将密封件压紧限位于连接孔内。本发明采用了分体的设计,可有利于试验动态拉压过程中,不会导致密封件松脱、掉落,进而保证试验的稳定性。
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公开(公告)号:CN110322976B
公开(公告)日:2020-11-24
申请号:CN201910721349.7
申请日:2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/02 , G21C17/038 , G06F30/20
Abstract: 本发明公开了一种用于反应堆LPD和DNBR在线保护和监测的实现方法,包括:采集自给能探测器SPND的实测电流,和反应堆主冷却剂系统的各项实测运行参数;将采集的数据分别传输给上层计算单元和下层计算单元;上层计算单元和下层计算单元进行LPD在线计算和DNBR在线计算;上层计算单元的计算精度高于下层计算单元的计算精度;基于下层计算单元的LDP和DNBR计算结果,向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号,实现LPD和DNBR保护功能;基于上层计算单元的LDP和DNBR计算结果,实现对反应堆运行状况的监测。通过该方法实现在线监测堆芯各燃料组件轴向各段的LPD和DNBR分布,向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号,从而提高核电厂运行的安全性和经济性。
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公开(公告)号:CN106987780B
公开(公告)日:2019-05-21
申请号:CN201710389961.X
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/04 , C21D1/26 , C21D8/02 , C21D6/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基合金材料,以重量计,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:2~3.5%,Nb:1~2.5%,Si:0.1~0.5%,Zr:0~0.5%,Mn:0~0.05%,La+Ce或La+Y:0.01~0.1%,余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能,在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性,在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号:CN109957757B
公开(公告)日:2021-06-08
申请号:CN201910270621.4
申请日:2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种两步法PVD技术制备超厚Ti‑Al‑C三元涂层的方法,对锆包壳基体样件进行表面洁净,冷风吹干样件后,装夹在真空腔室内的三维转架上,并对基体样件进行加热;充入Ar气,施加高偏压,对基体样件进行辉光溅射清洗或者电子枪加热清洗刻蚀;用引弧针开启TixAl弧靶,高偏压溅射清洗TixAl靶材,同时在基体表面生成基础层;低偏压沉积TixAl涂层,生成过渡涂层;调整合适的弧电流、偏压,开启中频磁控石墨靶,沉积Ti‑Al‑C超厚涂层;进行高温退火。本发明的制备工艺下得到的材料更能适用于核领域,使用更加安全,得到的材料的性能更好。
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公开(公告)号:CN111829874A
公开(公告)日:2020-10-27
申请号:CN202010723073.9
申请日:2020-07-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种可用于锆管疲劳试验的夹具及试验方法,所述夹具包括用于对呈管状的试件的端部提供夹持约束的夹持部,还包括用于填充在所述试件端部内的内塞头、用于包裹在所述试件端部外侧的管垫片,所述内塞头与管垫片的材质均为软质的热膨胀材料。所述试验方法基于所述夹具。采用本方案提供的夹具和方法,可完成燃料棒锆管高周疲劳试验。
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公开(公告)号:CN107195347A
公开(公告)日:2017-09-22
申请号:CN201710486407.3
申请日:2017-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/06
CPC classification number: G21C17/06
Abstract: 本发明公开了一种校准堆外核测电离室的方法,先进行设定校准条件,当δ1(k)≥5%FP或δ2(k)≥3%FP时,需要重新计算校准系数;再计算每个通道等效上段电流IH(k)和下段电流IB(k),计算堆外轴向偏移AOex(k),计算关系式系数a(k)、b(k)、K(k),计算每个通道的校准系数α(k)、KH(k)和KB(k),对结果进行验证,满足要求后输出结果,利用热功率与电离室等效上段、下段电流之和存在的线性关系以及堆外轴向偏移和堆内轴向偏移之间存在的线性关系,计算堆外核测的校准系数,其弥补了堆外核测不能真实反映堆芯中子通量分布的缺陷,减小了探测器灵敏度消耗和仪表漂移对测量结果的影响,使堆外核测中子通量的测量更加符合实际的中子通量分布情况。
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公开(公告)号:CN104950854A
公开(公告)日:2015-09-30
申请号:CN201510339157.1
申请日:2015-06-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B19/418
CPC classification number: Y02P90/02 , G05B19/4184
Abstract: 本发明公开了一种核电站失水事故监测系统,所述系统包括:通讯模块,输入预处理模块, LOCA计算模块,输出滤波模块,报警处理模块,输出数量模块,显示模块,参数修改模块,开关量输出模块,系统用一种编程语言代替了背景技术中的两种编程语言,实现了核电站失水事故监测系统应用结构简单,成本较低,调试、维护简单,编程效率高,容易掌握,系统的可靠性较高的技术效果。
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