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

Inventor： 肖红星 ,  陈洪生 ,  邱水 ,  陈勇 ,  贾玉振 ,  冷雪松

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。

公开(公告)号：CN116705360A

公开(公告)日：2023-09-05

申请号：CN202310416381.0

申请日：2023-04-18

Applicant: 西安交通大学 ,  中国核动力研究设计院

Inventor： 鲁中良 ,  曹福升 ,  张瑞谦 ,  陈寰 ,  苗恺 ,  陈平 ,  邱绍宇 ,  李涤尘 ,  陈勇 ,  杜沛南

IPC: G21C21/02 ,  G21C3/04 ,  G21C15/06 ,  B22F10/28 ,  B22F10/366 ,  B22F5/00 ,  B33Y10/00 ,  B33Y80/00

Abstract: 本发明属于核能技术领域，公开了一种核燃料元件及其制造方法；所述制造方法包括：采用激光粉末床熔化技术，逐层一体化成形核燃料元件的核燃料区和包壳；其中，每层一体化成形核燃料元件的核燃料区和包壳时均是通过激光熔化、凝固核燃料区、第一区域和第二区域的材料，使各个区域的材料冶金结合；第一区域、第二区域的材料成形为包壳；第二区域的材料成形的包壳包覆核燃料区；第一区域的数量为一个或多个，第一区域的材料成形的包壳形成冷却流道，且分布于核燃料区。本发明可一次对燃料芯块和包壳一体化成形，芯块与包壳之间不存在间隙，致密化结合可提高传热效率，提高反应堆的功率。

公开(公告)号：CN115524231A

公开(公告)日：2022-12-27

申请号：CN202211167498.1

申请日：2022-09-23

Applicant: 中国核动力研究设计院 ,  深圳市万斯得自动化设备有限公司

Inventor： 王朋飞 ,  岳栋 ,  张瑞谦 ,  钟运涛 ,  陈乐 ,  杨忠波 ,  陈勇 ,  李革林

IPC: G01N3/18 ,  G01N3/38 ,  G01N3/02 ,  G01N3/06 ,  G21C17/00

Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变测试系统，包括高温真空炉，所述高温真空炉上还安装有夹持模块，夹持模块用于将布置于高温真空炉内的待测试的包壳管夹持固定；轴向拉压模块，用于对待测试的包壳管进行反复拉压；内压控制模块，用于对包壳管内部进行增压；3D蠕变测量模块，用于测量包壳管在经轴向拉压模块对其拉压时的轴向变形量，以及在经内压控制模块对其内部进行增压时的周向上的变形量。本发明实现了包壳管内压疲劳和外拉压疲劳同步试验的模拟工况，获得了同步试验的实时研究数据，完全实现了核电材料包壳管的疲劳强度试验，进而可以优化包壳管的设计、生成等等环节，以提高核电应用的安全使用性。

公开(公告)号：CN115504901A

公开(公告)日：2022-12-23

申请号：CN202211177407.2

申请日：2022-09-26

Applicant: 厦门稀土材料研究所 ,  先进能源科学与技术广东省实验室 ,  中国核动力研究设计院

Inventor： 马帅 ,  杨帆 ,  黎志万 ,  杜畅 ,  李佳 ,  刘小龙 ,  耿来垚 ,  陈勇

IPC: C07C235/06 ,  C07C211/63 ,  C07C237/06 ,  C07C231/12 ,  C07C209/74 ,  C07C209/68 ,  C22B3/28 ,  C22B3/38 ,  C22B34/14

Abstract: 本发明采用了[A336][DGA]型离子液体对锆铪的萃取结果为：在无机酸浓度为0.5～6mol/L时，锆铪萃取效率相差50～70％，分离系数βZr/Hf达到10～20，[A336][DGA]‑HCl系统最佳的萃取酸度范围实现Zr、Hf的高效萃取。本发明采用的[A336][DGA]‑无机酸萃取体系，在相应的酸度范围内，单级分离系数可达10～20，锆铪很容易被完全分离。因此具有工艺流程简单，萃取分离系数大，通过分馏萃取分离可获的锆和铪两个核级产品，产品质量稳定可靠。

公开(公告)号：CN110218092B

公开(公告)日：2022-03-18

申请号：CN201910418816.9

申请日：2019-05-20

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 肖红星 ,  刘羽 ,  王晓敏 ,  赵毅 ,  张瑞谦 ,  陈勇 ,  解怀英

IPC: C04B35/51 ,  C04B35/622 ,  G21C3/62

Abstract: 本发明公开了一种添加微量元素的UO2‑ZrO2陶瓷材料，UO2‑ZrO2陶瓷材料中含有添加元素：Nd、Mo、Ru、Ce、Ba、Pd、La、Y、Rh。所述陶瓷材料制备方法包括以下步骤：将UO2、ZrO2、粘结剂、助烧剂以及各添加元素对应的氧化物混合均匀，获得初步混合粉末；向初步混合粉末中加入乙醇，超声混合均匀；然后烘干获得干燥的混合粉末；将干燥混合粉末加压制作陶瓷材料生坯；在抽真空条件下，通入氢气气氛对陶瓷材料生坯进行烧结，获得添加微量元素的陶瓷材料。所述陶瓷材料可用于替代经过反应堆内辐照后的UO2‑ZrO2燃料样品，用于燃料堆内辐照后的性能研究，避免燃料的堆内辐照实验，大幅降低研究成本。

公开(公告)号：CN113151747A

公开(公告)日：2021-07-23

申请号：CN202110460232.5

申请日：2021-04-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 马赵丹丹 ,  张瑞谦 ,  王丛林 ,  陈勇 ,  唐睿

IPC: C22C38/06 ,  C22C38/44 ,  C22C38/48 ,  C22C38/02 ,  C21D1/18 ,  G21C15/00

Abstract: 本发明公开一种耐高温腐蚀的含铝奥氏体不锈钢及制备方法，包括如下重量百分比的成分：Ni：15～30％、Cr：15～25％、Al：2.5～8％、Mo：1～3％、Si：0.1～1％、Nb：0.1～2％、C：0.02～0.2％、Y/Hf：0.02～0.2％，余量为Fe。本发明的含铝奥氏体不锈钢，将Cr含量提升至15～25wt.％，Al含量提升至2.5～8wt.％，即包含足够高含量的Cr和Al元素，Cr和Al都是提高抗氧化性能的关键元素，高Cr和Al含量有助于Al‑Cr氧化膜形成；在合金表面能够形成稳定致密的Cr2O3氧化膜，提高材料抗氧化性能，同时在氧化气氛中合金表面能够形成Al2O3氧化膜，Al2O3层热力学稳定性好，生长速率低，在极端环境中更具保护性，而且Al还会在基体中形成大量的B2‑NiAl相，提高了材料在高温氧化性气氛中的使用温度，提高材料的抗腐蚀性能，可在高温极端环境下使用。

公开(公告)号：CN110085337A

公开(公告)日：2019-08-02

申请号：CN201910418649.8

申请日：2019-05-20

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 肖红星 ,  蒋宏曼 ,  王晓敏 ,  龙冲生 ,  张瑞谦 ,  商佳程 ,  陈勇

IPC: G21C21/02 ,  C04B41/91

Abstract: 本发明公开了一种UO2-ZrO2陶瓷燃料显微组织分析用样品的制备方法，所述显微组织分析用样品采用氟化氢铵和高纯去离子水的混合溶液作为蚀刻剂，所述氟化氢铵和高纯去离子水的配比为1g:1ml；将所述混合溶液用于蚀刻UO2-ZrO2陶瓷燃料，蚀刻后UO2-ZrO2陶瓷燃料用于显微组织分析。本发明可以很好地显示出新型、高性能UO2-ZrO2陶瓷燃料芯块清晰的显微组织，特别是晶粒形貌和晶界轮廓，为优化UO2-ZrO2陶瓷燃料的制备工艺和性能改进奠定了基础；且工艺技术路线简单，工艺参数易于控制，对工艺设备和相关实验器皿无苛刻要求，易于实现。

公开(公告)号：CN107058872B

公开(公告)日：2019-06-07

申请号：CN201710390462.2

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 王辉 ,  陈勇 ,  潘钱付 ,  张瑞谦 ,  解怀英 ,  王录全 ,  王晓敏

IPC: C22C38/02 ,  C22C38/06 ,  C22C38/22 ,  C22C38/24 ,  C22C38/26 ,  C21D1/26 ,  C21D8/02

Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7％～6.1％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。

公开(公告)号：CN107142421B

公开(公告)日：2019-05-21

申请号：CN201710390429.X

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 杜沛南 ,  王辉 ,  张瑞谦 ,  潘钱付 ,  刘超红 ,  陈勇 ,  王晓敏

IPC: C22C38/06 ,  C22C38/02 ,  C22C38/44 ,  C22C38/48 ,  C22C38/46 ,  C21D8/00

Abstract: 本发明公开了一种耐事故核电燃料元件用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料均无法满足作为适用于燃料元件包壳、格架等堆芯结构体用要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.3wt％Ta、0.1～0.3wt％V，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。

公开(公告)号：CN107675024A

公开(公告)日：2018-02-09

申请号：CN201710959111.9

申请日：2017-10-16

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 戴训 ,  程竹青 ,  王朋飞 ,  陈乐 ,  李顺平 ,  陈勇 ,  孙超

IPC: C22C16/00 ,  C22F1/18

CPC classification number: C22C16/00 ,  C22F1/186

Abstract: 本发明公开了一种含钒的锆锡合金及其制备方法，解决了在压水堆中，现有锆锡合金耐疖状腐蚀性能不够理想的问题。本发明按重量百分含量计，包括以下组成成分：Sn：0.3～0.7％，Fe：0.4～0.8％，Cr：0.05～0.35％，V：0.1～0.5％，Mo：0.008～0.1％或/和Ni：0.008～0.1％，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质。本发明在Zr-Sn合金基础上，针对含氧水质条件，将Sn含量控制在中等水平，同时调整过渡金属元素Fe、Cr、V、Mo、Ni的含量至适当水平，通过配比的优化调整后本发明具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能等优点。