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公开(公告)号：CN118486388A
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410940427.3
申请日：2024-07-15
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: 本发明建立基于芯体表面化学成分的核反应堆控制棒寿命预测方法，主要通过X射线荧光光谱分析法快速测量控制棒芯体表面化学成分，根据前期建立的控制棒芯体化学成分计算模型，可以计算控制棒芯体内部所有核素的含量，然后根据测量区域所有核素含量结果来计算控制棒的反应性价值，最后通过对比控制棒反应性价值和原始价值，进一步分析控制棒的堆内剩余寿命。本发明方法可以快速计算控制棒各个区域的反应性价值计算，较准确地预测控制棒的堆内剩余寿命，为核反应堆堆芯设计提供重要的基础数据和计算模型。
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公开(公告)号：CN117935994B
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202410318013.7
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
Abstract: 本发明涉及一种预测陶瓷核燃料辐照肿胀行为的方法，本方法借鉴金属材料中第二相粒子长大的Ostwald Ripening物理机制，结合相关物理理论，建立核燃料辐照过程中裂变气体气泡长大的数学物理模型及计算方法，然后基于核燃料的基本物性参数以及反应堆内的辐照环境参数，经过计算即可直接获得核燃料的辐照肿胀行为。本发明可用于针对陶瓷核燃料辐照肿胀行为的快速预测，无需额外开展核燃料样品的辐照实验，从而能够快速反映被研究核燃料的堆内辐照行为，因而可降低新型核燃料的研发成本，缩短研发周期。本发明的计算模型简洁，计算过程简单，对计算相关的辅助条件无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN117935994A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202410318013.7
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
Abstract: 本发明涉及一种快速预测陶瓷核燃料辐照肿胀行为的方法，本方法借鉴金属材料中第二相粒子长大的Ostwald Ripening物理机制，结合相关物理理论，建立核燃料辐照过程中裂变气体气泡长大的数学物理模型及计算方法，然后基于核燃料的基本物性参数以及反应堆内的辐照环境参数，经过计算即可直接获得核燃料的辐照肿胀行为。本发明可用于针对陶瓷核燃料辐照肿胀行为的快速预测，无需额外开展核燃料样品的辐照实验，从而能够快速反映被研究核燃料的堆内辐照行为，因而可降低新型核燃料的研发成本，缩短研发周期。本发明的计算模型简洁，计算过程简单，对计算相关的辅助条件无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN115881255A
公开(公告)日：2023-03-31
申请号：CN202310191856.0
申请日：2023-03-02
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: 本发明提出一种基于符号回归的控制棒芯体材料热物理性能的计算方法，包括：步骤1，获取控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的化学成分随热中子辐照剂量变化的线性关系式；步骤2，给定多个热中子辐照剂量预设值，根据线性关系式，分别制备与热中子辐照剂量预设值相对应化学成分的Ag‑In‑Cd模拟合金；步骤3，对Ag‑In‑Cd模拟合金进行均匀化热处理后，测量Ag‑In‑Cd模拟合金的热物理性能；步骤4，基于符号回归方法，获得Ag‑In‑Cd合金的热物理性能可解释模型。本发明方法可以定量计算控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的热物理性能，有助于准确评估核反应堆控制棒的堆内服役行为。
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公开(公告)号：CN115221457B
公开(公告)日：2022-12-13
申请号：CN202211140526.0
申请日：2022-09-20
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
Abstract: 本发明提出一种定量计算控制棒芯体的辐照肿胀量的方法，包括：计算初始未辐照时半径为R0、长度为L的控制棒芯体包含的原子总数N0；计算经辐照时间x后半径变为Rx、长度不变的控制棒芯体包含的原子总数Nx；根据Nx=N0得出Rx关于R0的表达式；计算辐照过程由化学成分变化引起的控制棒芯体的半径肿胀量；通过压缩蠕变试验估算控制棒芯体的热蠕变速率；计算辐照过程由高温蠕变引起的控制棒芯体的半径肿胀量；计算控制棒芯体的辐照肿胀量。本发明可以得出控制棒芯体的辐照肿胀随辐照时间的变化规律，计算结果与反应堆控制棒肿胀的实测结果符合性较好，验证了控制棒芯体辐照肿胀的计算方法的准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118518515B
公开(公告)日：2024-09-13
申请号：CN202410969246.3
申请日：2024-07-19
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
Abstract: 本发明涉及一种陶瓷材料断裂韧性和断裂强度的测量与计算方法，采用维氏压头对陶瓷材料样品表面进行压痕实验，根据获得的载荷与位移之间关系曲线数据及样品表面压痕对角线方向裂纹长度和对角线长度数据，结合函数关系式计算得到陶瓷材料的断裂韧性和断裂强度。本发明可直接针对陶瓷材料进行断裂强度测试，能够真实反映陶瓷材料的力学性能状态，并可同时完成陶瓷材料的弹性模量、断裂韧性和断裂强度测量，为高性能陶瓷材料研发过程中的性能检测与评价提供了重要的技术支撑。本发明的技术路线简单，而且针对测试样品的尺寸及形状要求低，实验参数易于控制，对实验设备和相关辅助实验条件无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN118518515A
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202410969246.3
申请日：2024-07-19
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
Abstract: 本发明涉及一种陶瓷材料断裂韧性和断裂强度的测量与计算方法，采用维氏压头对陶瓷材料样品表面进行压痕实验，根据获得的载荷与位移之间关系曲线数据及样品表面压痕对角线方向裂纹长度和对角线长度数据，结合函数关系式计算得到陶瓷材料的断裂韧性和断裂强度。本发明可直接针对陶瓷材料进行断裂强度测试，能够真实反映陶瓷材料的力学性能状态，并可同时完成陶瓷材料的弹性模量、断裂韧性和断裂强度测量，为高性能陶瓷材料研发过程中的性能检测与评价提供了重要的技术支撑。本发明的技术路线简单，而且针对测试样品的尺寸及形状要求低，实验参数易于控制，对实验设备和相关辅助实验条件无苛刻要求，易于实现。
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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：CN115881255B
公开(公告)日：2023-05-09
申请号：CN202310191856.0
申请日：2023-03-02
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: 本发明提出一种基于符号回归的控制棒芯体材料热物理性能的计算方法，包括：步骤1，获取控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的化学成分随热中子辐照剂量变化的线性关系式；步骤2，给定多个热中子辐照剂量预设值，根据线性关系式，分别制备与热中子辐照剂量预设值相对应化学成分的Ag‑In‑Cd模拟合金；步骤3，对Ag‑In‑Cd模拟合金进行均匀化热处理后，测量Ag‑In‑Cd模拟合金的热物理性能；步骤4，基于符号回归方法，获得Ag‑In‑Cd合金的热物理性能可解释模型。本发明方法可以定量计算控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的热物理性能，有助于准确评估核反应堆控制棒的堆内服役行为。
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公开(公告)号：CN118486388B
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410940427.3
申请日：2024-07-15
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: 本发明建立基于芯体表面化学成分的核反应堆控制棒寿命预测方法，主要通过X射线荧光光谱分析法快速测量控制棒芯体表面化学成分，根据前期建立的控制棒芯体化学成分计算模型，可以计算控制棒芯体内部所有核素的含量，然后根据测量区域所有核素含量结果来计算控制棒的反应性价值，最后通过对比控制棒反应性价值和原始价值，进一步分析控制棒的堆内剩余寿命。本发明方法可以快速计算控制棒各个区域的反应性价值计算，较准确地预测控制棒的堆内剩余寿命，为核反应堆堆芯设计提供重要的基础数据和计算模型。
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