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公开(公告)号：CN111933313A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010714581.0
申请日：2020-07-21
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
IPC: G21C7/24
Abstract: 本发明的目的在于公开一种长寿命中子吸收材料，它由名义组分为(Tbx,Dy2-x)HfO5(1.3≤x≤1.95)的分散粉体、高致密度块状或圆柱状物体构成；与现有技术相比，具有立方萤石结构，物理化学性质稳定，抗腐蚀性能良好，辐照肿胀小。熔点高于1500℃，室温到熔化过程无相变，使用温度限值明显高于Ag-In-Cd合金(熔点800℃)，热工安全裕量更大，中子吸收价值显著提升，损耗速率显著减缓，实现本发明的目的。
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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：CN111573687A
公开(公告)日：2020-08-25
申请号：CN202010573534.9
申请日：2020-06-22
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硼装载量的中子吸收体材料，所述中子吸收体材料为多B化合物，所述多B化合物的化学式为MBx，其中x不小于6，B的质量分数不低于75％，M为Al，Mg，Si，Y热中子吸收截面不超过1.5靶恩的元素及其混合物。本发明所述的中子吸收材料的吸收价值和抗水腐蚀性能优于B4C和ZrB2等常用含B吸收体材料，因此显著提升了中子吸收体的反应性价值和包壳破损下的安全性。
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公开(公告)号：CN111933313B
公开(公告)日：2023-06-02
申请号：CN202010714581.0
申请日：2020-07-21
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
IPC: G21C7/24
Abstract: 本发明的目的在于公开一种长寿命中子吸收材料，它由名义组分为(Tbx,Dy2‑x)HfO5（1.3≤x≤1.95）的分散粉体、高致密度块状或圆柱状物体构成；与现有技术相比，具有立方萤石结构，物理化学性质稳定，抗腐蚀性能良好，辐照肿胀小。熔点高于1500℃，室温到熔化过程无相变，使用温度限值明显高于Ag‑In‑Cd合金（熔点800℃），热工安全裕量更大，中子吸收价值显著提升，损耗速率显著减缓，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN115386836A
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202211077822.0
申请日：2022-09-05
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: 本发明提供了一种涂覆在核燃料芯块表面的可燃毒物涂层及应用，作用是反应性控制和慢化剂温度系数控制。本发明所述可燃毒物涂层由CeB6、SiB6和YB6中至少一种组成，相对密度在70％～97％之间，厚度在5～20μm之间。该可燃毒物涂层在经历至少3次600℃热冲击试验后，通过胶带剥落试验后质量几乎不损失。一方面所述涂层具有更高B含量，可使用更低10B富集度或天然丰度实现与商用高10B富集ZrB2相同功能，同时具备成本优势。另一方面，所述涂层与基体芯块的结合力也优于ZrB2，因此服役过程中具有更高可靠性，更有利于堆芯安全。该涂层可集成在可燃毒物燃料元件中得到应用。
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公开(公告)号：CN113698193A
公开(公告)日：2021-11-26
申请号：CN202010430261.2
申请日：2020-05-20
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: C04B35/44 , C04B35/50 , C04B35/622 , C04B35/64 , G21C7/06
Abstract: 本发明涉及一种耐腐蚀铝酸盐中子吸收材料及其制备方法，所述铝酸盐中子吸收材料的化学成分包括(Re2O3)X‑(Al2O3)1‑X，其中Re选自稀土元素中的至少一种，X=0.2～0.8。上述中子吸收材料以稀土元素为中子吸收剂，以铝和氧为结构稳定剂形成的稳定结构化合物，能够满足作为长寿期的容错型中子吸收材料的需求，力学性能优良、耐亚临界水或蒸气腐蚀、中子吸收剂含量高、热震性能好，是一种理想的核反应堆控制棒吸收体材料。
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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：CN112918032A
公开(公告)日：2021-06-08
申请号：CN202110174949.3
申请日：2021-02-09
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: 本发明的目的在于公开一种核能装置用隔热部件，它包括金属合金隔热壳体，在金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，金属合金隔热壳体与陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构；利用金属合金的耐高温、耐腐蚀和耐压等特性以及陶瓷的低导热率、紧密型和优良的力学性能，两种材料之间在堆内压力下形成一个有机整体实现隔热效果，避免在事故条件下(金属包壳出现裂缝或破损)隔热功能丧失的风险，在苛刻的工况下稳定长期运行；提高了耐压能力，增加隔热部件整体结构的强度，降低机械加工和装配成本，减轻重量，还降低了隔热层因应力应变过大的风险；明显减小隔热层的厚度，从而减小隔热部件的尺寸和重量。
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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：CN118658649B
公开(公告)日：2024-12-20
申请号：CN202411139488.6
申请日：2024-08-20
Applicant: 中国科学院上海硅酸盐研究所 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明属于放射性污染物去污染、防护技术领域，具体涉及一种定向排布TRISO颗粒的燃料芯体制备方法及固定装置。所述方法包括如下步骤，S1：将基体粉放置于设定位置，通过压机预压得到平面素坯；S2：将带有沿设定排列方式布置的TRISO颗粒的固定装置放置在平面素坯上方，所述TRISO颗粒与平面素坯间无阻隔地设置且间距不大于所述TRISO颗粒的直径；S3：利用压机对所述固定装置远离所述平面素坯的一侧加压，使得所述TRISO颗粒脱离固定装置后定向嵌入所述平面素坯；S4：重复步骤S1‑S3，获得多层含有TRISO颗粒的燃料素坯；S5：调整燃料素坯至设定形状后，热压烧结燃料素坯得到燃料芯块。
