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公开(公告)号：CN109273106A
公开(公告)日：2019-01-25
申请号：CN201811281181.4
申请日：2018-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种测量核燃料组件格架栅元刚度特性的装置，它包括悬吊装置、栅元刚度测量工具及控制系统，所述悬吊装置的上端固定，所述悬吊装置的下端与所述栅元刚度测量工具相连接，所述控制系统与所述栅元刚度测量工具互相通信连接；与现有技术相比，能够对格架栅元内的弹簧和刚凸同时加载，此外还采用了位移修正、偏心力调整等技术，能够高精度直接获得格架栅元刚度特性数据，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN110828002B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN201911221086.X
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 中国科学院上海硅酸盐研究所
Abstract: 本发明公开了一种高价值控制棒中子吸收体材料，该中子吸收体材料包括至少一种第一组分和至少一种第二组分，其中所述第一组分具有良好的中子吸收能力，所述第二组分与第一组分可形成稳定化合物；所述中子吸收体材料的初始反应性价值不低于Ag‑In‑Cd合金棒，且反应性价值随燃料组件燃耗变化率不快于Ag‑In‑Cd。本发明公开的中子吸收体材料的核物理性能优于常见商用吸收体材料，且显著提升了使用温度限值，提升了设计灵活性和堆芯安全性。
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公开(公告)号：CN114438493A
公开(公告)日：2022-05-06
申请号：CN202111313447.0
申请日：2021-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明属于核燃料技术领域，具体公开了一种核电厂锆合金包壳管表面用抗高温水蒸气腐蚀涂层及其制备方法，包括锆合金包壳管基体、粘结层和交叠复合膜层；所述锆合金包壳管基体表面涂覆有粘结层，所述粘结层表面涂覆有交叠复合膜层；本发明设置有交叠复合膜层，通过材料间的择优匹配，可形成金属/金属交叠复合膜层、金属/陶瓷交叠复合膜层、陶瓷/陶瓷交叠复合膜层三类膜层结构，这三类膜层结构各有优势，尤其是在选择具有优异阻止氧扩散性能的材料作为膜层时具有最佳的防护效果，从而达到抗高温水蒸气腐蚀的目的。
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公开(公告)号：CN114005553A
公开(公告)日：2022-02-01
申请号：CN202111177087.6
申请日：2021-10-09
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂生产同位素技术领域，具体公开了一种用于核反应堆生产同位素的燃料组件，包括外包壳、上密封件、下密封件、母材以及UO2芯块，所述外包壳为管状结构，上密封件、下密封件分别设置在外包壳的两端，所述母材、UO2芯块均设置在外包壳内部，所述母材、UO2芯块为嵌套式设置；本发明通过调整UO2芯块富集度和尺寸，补偿由于母材吸收中子对燃料棒反应性的影响，大大减小了靶件对核电厂堆芯的反应性和功率峰值因子的影响，保障热工性能不发生明显变化，确保了核电厂的安全性；实现了UO2燃料棒和母材棒的相互独立，在核电厂将辐照后生产同位素的母材棒拆卸并将其转运至热室进行分离和提纯，大大降低了母材与UO2之间分离和提纯的难度。
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公开(公告)号：CN111667939A
公开(公告)日：2020-09-15
申请号：CN202010425657.8
申请日：2020-05-19
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提出了一种用于生产碳-14同位素的堆芯组件及系统，该堆芯组件包括包壳结构的棒(2、4)，所述棒(2、4)内设置包壳管(6)，所述包壳管(6)包覆密封靶材(8)或靶材(17)，所述包壳管(6)两端通过端塞(5、9)密封，在所述包壳管(6)与所述密封靶材(8)或靶材(17)之间设置所述压紧弹簧(7、15)，用以压紧所述密封靶材(8)或靶材(17)。所述堆芯组件与压水堆核电站堆内构件、燃料组件以及相关操作工具接口相容，可用于大型压水堆核电站，具有装载大量靶材的能力，同时也能根据实际需要灵活调配装载量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111394617A
公开(公告)日：2020-07-10
申请号：CN202010239211.6
申请日：2020-03-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提供一种小型水冷核反应堆用包壳材料锆合金，所述锆合金的化学组成以重量百分比为：Sn为0.80％～1.10％；Fe为0.25％～0.50％；Cr为0.10％～0.30％；O为0.08％～0.16％；Nb为0.02％～0.09％和Ni为0.01％～0.05％中的一种或两种；余量为Zr。本发明有效改善了常规锆合金在含氧水中发生疖状腐蚀的问题，且耐均匀腐蚀性能较好，同时积极消除了对锆合金的耐腐蚀性能带来有害影响的因素，提高了核电站的安全可靠性。
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公开(公告)号：CN110828002A
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201911221086.X
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 中国科学院上海硅酸盐研究所
Abstract: 本发明公开了一种高价值控制棒中子吸收体材料，该中子吸收体材料包括至少一种第一组分和至少一种第二组分，其中所述第一组分具有良好的中子吸收能力，所述第二组分与第一组分可形成稳定化合物；所述中子吸收体材料的初始反应性价值不低于Ag-In-Cd合金棒，且反应性价值随燃料组件燃耗变化率不快于Ag-In-Cd。本发明公开的中子吸收体材料的核物理性能优于常见商用吸收体材料，且显著提升了使用温度限值，提升了设计灵活性和堆芯安全性。
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公开(公告)号：CN115326872A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202211047380.5
申请日：2022-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 华中科技大学
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明属于核燃料测试领域，提供了一种核燃料包壳管表面热辐射信号测试方法及装置，包括测试盒以及测试盒支架，所述测试盒固定在测试盒支架上；所述测试盒包括测试盒底座和测试盒上盖，所述测试盒底座的相对的第一侧板和第二侧板上以等间距开设若干个管孔，且第一侧板上的管孔与第二侧板的管孔两两相对且位于一条直线上；所述测试盒上盖上开设若干个通孔，且在每个通孔内固定有空心套管，所述空心套管中固定有热辐射信号探测器；所述通孔与管孔的数量相同。本装置中热辐射信号探测器通过空心套管插入测试盒，并在套管的定位机制下，能确保以相同的对核燃料包壳管表面的距离，实现多支核燃料包壳管表面热辐射能信号的获取。
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公开(公告)号：CN115108828A
公开(公告)日：2022-09-27
申请号：CN202110285518.4
申请日：2021-03-17
Applicant: 中国科学院上海硅酸盐研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C04B35/48 , C04B35/622 , G21C7/24
Abstract: 本发明涉及一种稀土铪酸盐陶瓷材料及其制备方法和应用，所述稀土铪酸盐陶瓷材料的化学组成为((TbxDy1‑x)2O3)y‑(HfO2)1‑y，其中0.2≤x≤0.6，0.4≤y≤0.6；优选地，所述稀土铪酸盐陶瓷材料的相对致密度在90～100%。
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公开(公告)号：CN110415838B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN201910713774.1
申请日：2019-08-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，涉及核电技术领域，包括以下步骤：S1、制备U3Si2基铸锭；S2、烧制U3Si2基芯体；S3、管坯制造；S4、清洗；S5、焊接；S6、热轧，本发明的特点在于：取消了现役元件的贮气腔、压紧弹簧、芯块与包壳之间的间隙，燃料芯体采用中间带孔的U3Si2基材料(包括U3Si2)，芯体中心预留的中孔可储存裂变气体并吸收部分辐照肿胀，元件内部是真空状态而不是填充惰性气体。本发明优点在于：不仅降低燃料芯体的运行温度和堆芯储能，同时减缓了棒状核燃料元件的PCI问题，从而提高了棒状核燃料元件的安全性。
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