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公开(公告)号：CN118627403B
公开(公告)日：2024-11-26
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：CN117910282B
公开(公告)日：2024-05-28
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：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：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：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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115221457A
公开(公告)日：2022-10-21
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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公开(公告)号：CN115700287B
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211135266.8
申请日：2022-09-19
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提出一种高强耐辐照肿胀的控制棒芯体，In含量为7.50～8.50wt.％，Cd含量为5.50～6.00wt.％，Hf含量为0.50～0.80wt.％，Ti含量为0.06～0.20wt.％，Y含量为0.15～0.30wt.％，O含量为0.10～0.30wt.％，余量为Ag和不可避免的杂质。该控制棒芯体的制备方法包括：步骤1，以Ag‑In‑Cd预合金粉、Hf粉、纳米TiO2颗粒、纳米Y2O3颗粒为原料，进行球磨处理；步骤2，将球磨处理后的混合粉末装入磨具，采用热等静压烧结方法制备Ag‑In‑Cd合金；步骤3，Ag‑In‑Cd合金经过热轧和退火处理，制得最终的控制棒芯体。
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公开(公告)号：CN115700287A
公开(公告)日：2023-02-07
申请号：CN202211135266.8
申请日：2022-09-19
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提出一种高强耐辐照肿胀的控制棒芯体，In含量为7.50～8.50wt.％，Cd含量为5.50～6.00wt.％，Hf含量为0.50～0.80wt.％，Ti含量为0.06～0.20wt.％，Y含量为0.15～0.30wt.％，O含量为0.10～0.30wt.％，余量为Ag和不可避免的杂质。该控制棒芯体的制备方法包括：步骤1，以Ag‑In‑Cd预合金粉、Hf粉、纳米TiO2颗粒、纳米Y2O3颗粒为原料，进行球磨处理；步骤2，将球磨处理后的混合粉末装入磨具，采用热等静压烧结方法制备Ag‑In‑Cd合金；步骤3，Ag‑In‑Cd合金经过热轧和退火处理，制得最终的控制棒芯体。
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公开(公告)号：CN115679145B
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211135233.3
申请日：2022-09-19
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种控制棒中子吸收体材料及其制备方法，中子吸收体材料组份包括Ag‑I n‑Cd合金基体以及弥散均匀分布于Ag‑I n‑Cd合金基体中的氧化钇颗粒。其制备方法包括：步骤S1、称取Ag、CdO、I n、Cd、Y原料；步骤S2、采用多阶段熔炼工艺将Ag、CdO、I n、Cd、Y原料熔炼得到含有氧化钇颗粒的Ag‑I n‑Cd合金，多阶段熔炼工艺包括至少两个阶段的熔炼；步骤S3、将Ag‑I n‑Cd合金进行轧制变形处理，轧制完成后进行退火处理。与现有技术比较，本发明所提出的含有弥散分布的氧化钇颗粒的Ag‑I n‑Cd合金与屈服强度和抗拉强度提升了50％以上，在材料强度方面提升显著，且并不会对延伸率造成明显的下降，十分适用于制作控制棒芯体，从而保障核反应堆长期安全运行。
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公开(公告)号：CN115679145A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211135233.3
申请日：2022-09-19
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种控制棒中子吸收体材料及其制备方法，中子吸收体材料组份包括Ag‑I n‑Cd合金基体以及弥散均匀分布于Ag‑I n‑Cd合金基体中的氧化钇颗粒。其制备方法包括：步骤S1、称取Ag、CdO、I n、Cd、Y原料；步骤S2、采用多阶段熔炼工艺将Ag、CdO、I n、Cd、Y原料熔炼得到含有氧化钇颗粒的Ag‑I n‑Cd合金，多阶段熔炼工艺包括至少两个阶段的熔炼；步骤S3、将Ag‑I n‑Cd合金进行轧制变形处理，轧制完成后进行退火处理。与现有技术比较，本发明所提出的含有弥散分布的氧化钇颗粒的Ag‑I n‑Cd合金与屈服强度和抗拉强度提升了50％以上，在材料强度方面提升显著，且并不会对延伸率造成明显的下降，十分适用于制作控制棒芯体，从而保障核反应堆长期安全运行。
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