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公开(公告)号：CN109215811A
公开(公告)日：2019-01-15
申请号：CN201811069729.9
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了六边形铍组件和铝组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法，六边形铍组件和铝组件核设计可靠性检验堆芯包括燃料组件、控制棒组件、水栅元、铍组件和铝组件，所述控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，所述铝组件六边形铝组件，所述铍组件为六边形铍组件，所述堆芯共布置265个位置，分别为11盒燃料组件、12个控制棒组件、16盒铍组件、72盒铝组件和154个水栅元，11盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，16盒铍组件围绕燃料组件布置，72盒铝组件围绕16盒铍组件布置，12个控制棒组件围绕铍组件间隔布置在铝组件之间。本发明能够足检验核设计程序对六边形套管型燃料铍组件和铝组件计算可靠性的需求。
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公开(公告)号：CN105389424B
公开(公告)日：2018-11-02
申请号：CN201510697702.4
申请日：2015-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 一种超临界水堆组件截面拟合方法，建立超临界水堆组件截面拟合模型：Σ(Bu)＝Σb(Bu)+ΔΣc(ρc,Bu)+ΔΣm(ρm,Bu)+ΔΣf(Tf,Bu)+ΔΣrod(Bu)，利用该超临界水堆组件截面拟合模型进行超临界水堆组件截面参数拟合。模型中，冷却剂截面分量由冷却剂密度ρc与燃耗状态参数Bu拟合得出；慢化剂截面分量由慢化剂密度ρm与燃耗状态参数Bu拟合得出。本发明建立起了超临界水堆组件截面拟合模型，实现了超临界水堆组件截面参数拟合，解决了现有组件截面拟合方法不再适用于超临界水堆的问题，且获得了较高的核热反馈后截面计算精度，可为超临界水堆堆芯中子学计算提供适用的组件截面拟合参数。
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公开(公告)号：CN105468832B
公开(公告)日：2018-03-30
申请号：CN201510801836.6
申请日：2015-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 超临界水堆堆芯核热耦合迭代方法，执行完m次中子学计算后执行一次热工水力计算，m为设定的中子学计算迭代次数，m大于5；在执行中子学计算中，引入自适应松弛因子ω并利用功率密度分布迭代函数对第2次至第m次执行中子学计算得到的功率密度分布进行调整，调整后功率密度分布用于下一次执行中子学计算中或热工水力计算中。本发明解决了SCWR堆芯核热耦合计算中迭代计算难以收敛的问题，提高核热耦合计算的计算效率和数值稳定性。
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公开(公告)号：CN105529052B
公开(公告)日：2017-10-13
申请号：CN201610103071.3
申请日：2016-02-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开了一种热中子谱混合定位多流区燃料组件，包括隔热围筒和沿径向依次套装于隔热围筒外部的强隔热组件盒和组件格架，隔热围筒内部为内流区，隔热围筒与强隔热组件盒之间为中间流区，强隔热组件盒与组件格架之间为外流区，冷却剂在内流区内自上而下流动，冷却剂在中间流区内自下而上流动，冷却剂在外流区内自上而下流动。还公开了采用所述热中子谱混合定位多流区燃料组件的超临界水冷堆。本发明的有益效果是：结构设计简单，物理设计难度小，减少了结构材料引入，显著提高了燃料经济性、安全性及工程可行性。
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公开(公告)号：CN105529052A
公开(公告)日：2016-04-27
申请号：CN201610103071.3
申请日：2016-02-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热中子谱混合定位多流区燃料组件，包括隔热围筒和沿径向依次套装于隔热围筒外部的强隔热组件盒和组件格架，隔热围筒内部为内流区，隔热围筒与强隔热组件盒之间为中间流区，强隔热组件盒与组件格架之间为外流区，冷却剂在内流区内自上而下流动，冷却剂在中间流区内自下而上流动，冷却剂在外流区内自上而下流动。还公开了采用所述热中子谱混合定位多流区燃料组件的超临界水冷堆。本发明的有益效果是：结构设计简单，物理设计难度小，减少了结构材料引入，显著提高了燃料经济性、安全性及工程可行性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103117100B
公开(公告)日：2015-10-28
申请号：CN201310042856.0
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
Abstract: 本发明公开了一种超临界水冷堆的平衡循环堆芯设计方法，将关键设计过程进行了离散分解，根据耦合紧密程度及耦合效应强烈程度，进行相互匹配和迭代设置，形成了联系紧密的非线性迭代过程，从而可以获得性能更高的超临界水冷堆平衡循环堆芯设计方案。本发明使得超临界水冷堆的平衡循环堆芯设计精度和设计性能更高、设计方案更加完善。
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公开(公告)号：CN102543224B
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201010585741.2
申请日：2010-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开一种用铀氢化锆元件的动力堆，堆芯采用的燃料组件为正方形或六角形组件，采用高铀装载铀氢化锆燃料细棒元件；采用弥散铒作可燃毒物，堆芯可在组件和堆芯内进行铒毒物含量的分区布置。堆芯燃料负反应性温度系数为-5～-10pcm/K，堆芯寿期在1000EFPD以上。堆芯布置既能满足卡棒准则、较长燃耗寿期和展平堆芯功率分布要求，又能实现毒物燃耗释放的反应性与燃料燃耗损失的反应性的较好匹配。本发明的铀氢化锆动力堆堆芯具有固有安全和长寿期特点，适用于船用动力、低温供热堆、移动式车载核电源、深潜器用动力和其他用途。
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公开(公告)号：CN102568618A
公开(公告)日：2012-07-11
申请号：CN201010585715.X
申请日：2010-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种动力堆用的铀氢化锆核燃料棒，它包括带弥散铒可燃毒物的燃料芯体、阻氢涂层、包壳、弹簧以及上、下端塞等。燃料棒直径为6mm～16mm，235U质量份额为5%～40.5%；燃料棒中可对235U富集度进行轴向分区布置；包壳采用镍基合金包壳或锆包壳，包壳厚度0.4mm～0.8mm。在燃料芯体外表面和包壳的内表面采用氧化物阻氢涂层。本发明的铀氢化锆核燃料棒既能保持燃料固有安全性，又能满足较高运行功率和较长燃耗寿期动力堆的要求。
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公开(公告)号：CN101325092B
公开(公告)日：2011-02-09
申请号：CN200810045716.8
申请日：2008-07-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21G1/02
Abstract: 本发明公开一种用于钚焚烧及镎-237或镅-241嬗变的溶液堆。该堆用核电站乏燃料中的钚或钚+镅溶液做燃料，以镎-237或镅-241溶液做靶件。采用本发明的溶液堆可以将半衰期长、毒性大，不能长期储存的镎-237或镅-241等次锕系核素，嬗变形成半衰期短、毒性小的核素。由于本发明采用乏燃料、可低温发电，因此经济性和安全性高；焚烧钚提供的中子可从镎-237溶液靶件中提取钚-238成为同位素电池，提供了廉价能源；从镅-241溶液靶件中提取的镅-242m，可广泛用于宇航事业和医疗卫生行业。
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公开(公告)号：CN115394458B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202211030459.7
申请日：2022-08-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯，一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯，包括棒束型燃料组件、控制棒组件和反射层组件；所述棒束型燃料组件和控制棒组件均为若干个，若干所述棒束型燃料组件和控制棒组件紧凑排列于堆芯活性区内，若干所述控制棒组件均分散位于所述堆芯活性区外围；所述反射层组件内由冷却剂填充而成，所述堆芯活性区位于所述反射层组件内部。采用本方案，在热功率不超过200MW，换料周期不低于90个满功率天，平均组件功率密度不超过1200MW/m3的条件下，堆芯内最大中子通量超过1×1016n/cm2/s，将极大提高材料辐照考验的发展和解决国内重要且稀缺的同位素生产问题。
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