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公开(公告)号：CN116543939A
公开(公告)日：2023-08-04
申请号：CN202310521265.5
申请日：2023-05-10
Applicant: 兰州大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/108 , G01T1/36
Abstract: 本申请涉及中子测量领域，具体而言，涉及一种中子能谱测量装置。一种中子能谱测量装置，包括固定件以及多个自给能中子探测器；多个自给能中子探测器均用于测量目标反应堆的中子通量信息；每个自给能中子探测器均包括探头、传输线缆和连接套筒；传输线缆与探头连接，连接套筒包覆于探头与传输线缆的连接处；多个自给能中子探测器均与固定件连接，且多个自给能中子探测器的探头相互平行。该中子能谱测量装置包括多个自给能中子探测器和固定件；其中，自给能中子探测器由探头、连接套筒和传输线缆组装形成；该中子能谱测量装置使用寿命长，且装置系统结构简单，可耐堆内高温高压，较小的尺寸可适应于堆内的复杂条件，便于使用和生产制造。
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公开(公告)号：CN115455796A
公开(公告)日：2022-12-09
申请号：CN202211157746.4
申请日：2022-09-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/25 , G06F17/11 , G06F111/08
Abstract: 本申请公开了一种用于弥散硼颗粒的输运等效方法、电子设备和存储介质，具体为：根据燃料芯体中颗粒的球形特征，建立若干不同类型的颗粒类型模型，循环所有能群的所有颗粒类型模型，计算每一能群的通量不利因子，根据所述通量不利因子修正微观输运截面，计算堆芯基体内多群宏观输运截面，求解多群玻尔兹曼中子输运方程，得到基体的多群中子通量，更新吸收反应率，对每一颗粒类型模型执行燃耗计算，得到下一时刻颗粒内的核子密度。本申请方案，在原有输运模块执行之前增加2个独立步骤，在燃耗模块计算之前增加1个步骤，整体上对程序的修改较少。本申请方案具有较高的计算精度，能够有效刻画硼颗粒的自屏效应。
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公开(公告)号：CN112242203B
公开(公告)日：2022-04-22
申请号：CN202011118355.2
申请日：2020-10-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，燃料棒外径与燃料棒栅距的比值为0.6‑0.8，FCM燃料中TRISO颗粒采用UN、UC或U3Si2作为燃料核芯，燃料的富集度为10％‑20％；燃料颗粒体积份额为40％‑50％。本发明提出了一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，通过调整栅格及燃料参数，保证栅格欠慢化布置，具有负慢化剂温度系数等固有物理安全性；确保组件具有足够的燃料装量，满足功率密度和循环长度需求；同时通过合理导向管布置，确保控制棒的反应性控制和补偿、全寿期功率分布平坦、功率调节和安全停堆。
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公开(公告)号：CN119673492A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411626435.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/62 , G21C3/00 , G21C17/108
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种基于MOX燃料组件的反应堆首循环无源启动方法。包括以下步骤：步骤1：反应堆装料开始后，先将MOX燃料组件按一定顺序，装入到堆芯外围靠近堆外高灵敏度探测器位置；步骤2：堆芯燃料组件装料顺序按斜对角蛇形方式依次装入；步骤3：对于MOX燃料组件装载在堆芯内区的堆芯方案，将步骤1中装入在高灵敏度探测器附近的MOX燃料组件的堆芯位置A08、R08、H01、H15移至堆芯方案中MOX燃料组件的位置为堆芯位置C08、N08、H03、H13，然后在步骤1中靠近高灵敏度探测器附近在位置装入堆芯方案中确定的燃料组件。有益效果：本发明通过在首循环堆芯装载MOX燃料组件和布置堆外高灵敏度探测器，可实现首循环反应堆无盲区无源启动。
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公开(公告)号：CN119463982A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411313235.6
申请日：2024-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C11D7/26 , C02F9/00 , G21F9/00 , C11D7/36 , C11D7/32 , C11D7/34 , C11D7/10 , C11D7/04 , C11D7/08 , C11D7/60 , C02F1/66 , C02F1/72 , C02F1/00 , C02F101/30
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆的可降解去污配方和去污方法，涉及核工业技术领域。去污配方包括：氧化去污液，按照质量分数计氧化剂占0.1％～2％，其余为去离子水；可降解还原络合液，包括阻垢剂、还原剂和络合剂中的至少两种，按照质量分数计，阻垢剂占0～1％，还原剂占0～2％，络合剂占0～1.5％，其余为去离子水。去污方法包括：氧化处理、第一次去离子水漂洗、还原络合处理、第二次去离子水漂洗和去污后的放射性废液的无机化处理。本发明的可降解去污配方对轻水型研究堆高温高压考验回路进行在役去污，去污因子达到100以上，对不锈钢部件的腐蚀深度为0.2μm左右，去污后的放射性废液经过无机化处理后有机物降解率达到98％以上。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119307330A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411201346.8
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C11D1/72 , B08B3/08 , B08B3/02 , C11D3/04 , C11D3/33 , C11D3/37 , C11D3/60 , C02F1/72 , C02F101/00
Abstract: 本申请公开了一种用于放射性废液蒸发器的可降解化学去污配方及使用方法，具体地，配制用于放射性废液蒸发器去污的去污液；将去污液注入放射性废液蒸发器，采用去污液对放射性废液蒸发器内部进行去污；获取放射性废液蒸发器的去污时间，当去污时间达到预设去污时间阈值时，将放射性废液蒸发器中的去污废液排出，并使用去离子水对放射性废液蒸发器内部进行冲洗；使用氧化剂，对去污废液进行降解处理。通过配制适用于放射性废液蒸发器的去污液，并利用氧化剂对去污后的有机去污废液进行无机化处理，在去除设备内部沉积物和腐蚀物的同时，解决了放射性废液蒸发器去污工艺实施后产生大量放射性有机废水难以处理的问题。
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公开(公告)号：CN119307328A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411201347.2
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C11D1/22 , B08B3/08 , B08B3/02 , C11D3/04 , C11D3/20 , C11D3/37 , C11D3/36 , C11D3/60 , C11D7/08 , C11D7/32 , C11D7/26 , C11D7/60
Abstract: 本发明提供了一种放射性废液蒸发器的退役去污剂，以质量份数计，包括有机酸4‑10份，无机酸12‑28份，络合剂1‑3份，缓释剂3‑6份，表面活性剂0.1‑1.0份，去离子水50‑85份。本发明还分别提供了一种放射性废液蒸发器的退役去污剂的制备方法和使用方法。本发明提供的一种放射性废液蒸发器的退役去污剂及其制备方法和使用方法，去污效果好、腐蚀性小、容易处理、安全环保。
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公开(公告)号：CN119008067A
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202411108516.8
申请日：2024-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热管传热式核电池及其应用，涉及放射性同位素电池技术领域，包括放射性热源，放射性热源外部依次设置有保温层、屏蔽层，放射性热源上连接有高温热管，高温热管穿过保温层和屏蔽层连接热电器件，热电器件上连接低温热管，低温热管上连接散热器。该热管传热式核电池将热电器件布置在屏蔽层外，避免了器件受到放射性辐照损伤；同时利用热管优异的导热性能，将放射性热源的热量直接传导到热电器件上，提高了热源热量利用率，并在热电器件两端建立较大温差，提高了核电池整体热电转换效率；此外，利用热管在一定范围内长度和端部尺寸可调节、形状可弯折等特点，解决了核电池部件布置局限的问题，使得放射性热源、热电器件、散热器等部件的位置布置以及结构设计更加灵活。
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公开(公告)号：CN115050493B
公开(公告)日：2024-08-09
申请号：CN202210734684.2
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法，包括确定待辐照考验的燃料棒包壳材料在燃料组件中的辐照位置；确定含燃料棒包壳材料的辐照考验组件在堆芯中的考验位置；根据辐照考验组件装入卸出策略，进行辐照考验，使得辐照考验对堆芯运行影响尽可能小，并使辐照考验组件获得尽可能深的辐照，同时根据需要获得不同辐照深度的辐照考验组件，本发明提出的方法可对压水堆中各种包壳材料进行辐照考验。
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公开(公告)号：CN115062490B
公开(公告)日：2024-02-06
申请号：CN202210800406.2
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C5/02 , G06F119/04
Abstract: 本发明属于核反应堆堆芯技术领域，具体提出了一种应用于燃料元件双重非均匀系统的反应性等效物理转换方法，针对含有弥散燃料以及同时含有弥散燃料和弥散可燃毒物的板型燃料元件，将传统中子学计算程序不能计算的双重非均匀系统，根据反应性等效转换为传统中子学计算程序可以计算的单重非均匀系统，进而采用已经经过广泛验证的传统中子学程序进行计算，解决了板型燃料元件双重非均匀系统计算问题，且计算结果与蒙卡颗粒模型基准解对比显示，本发明所提出的一种应用于燃料元件双重非均匀系统的反应性等效物理转换方法不仅计算简便，且计算精度高。
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