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公开(公告)号：CN116434983A
公开(公告)日：2023-07-14
申请号：CN202310092695.X
申请日：2023-02-10
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明涉及中子慢化元件技术领域，具体涉及一种耐高温高氢含量的环形慢化元件，包括：慢化芯块、外包壳、内包壳、上端塞、下端塞、惰性气体填充层，所述内包壳的外表环形设置有慢化芯块，慢化芯块外表面覆盖有处于惰性气体填充层，惰性气体填充层的外表面环形设置有外包壳；所述外包壳和内包壳的顶端共同焊接有上端塞，所述外包壳和内包壳的底端共同焊接有下端塞；所述慢化芯块、外包壳、内包壳和惰性气体填充层构成环形慢化元件的环形结构。本发明实现对核反应堆内中子的有效慢化，以维持核裂变反应在持续可控的进行。
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公开(公告)号：CN116002620A
公开(公告)日：2023-04-25
申请号：CN202310060840.6
申请日：2023-01-13
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： C01B6/24
摘要： 本申请属于材料设计技术领域，具体涉及一种含铒氢化钇材料及其制备方法；该含铒氢化钇材料，包括质量含量为0.1％‑10％的铒，以及，氢钇原子数比为1.56‑2.11。该含铒氢化钇材料解决了高温慢化中子和反应性控制的问题，既可应用于核反应堆反应性控制和中子慢化，也可应用于高温储氢领域。
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公开(公告)号：CN114496313A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202210148045.8
申请日：2022-02-17
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种快中子热中子扇形分区的超高通量反应堆堆芯，包括设置于堆芯活性区外围的反射层，所述反射层区域呈环形，且沿周向分为四个扇形区域：依次为快中子区、第一隔离区、热中子区和第二隔离区。本发明通过扇形快热中子分区设计方法，使得反应堆内一部分区域具有较高的快中子区用于材料辐照，而一部分区域具有较高的热中子区用于同位素生产，能同时获得较高的快中子通量和热中子通量，可以兼顾材料辐照和同位素生产要求，可增强超高通量反应堆的用途。
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公开(公告)号：CN114242273A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111554289.8
申请日：2021-12-17
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种基于9×9棒栅燃料组件的小型反应堆堆芯，所述堆芯由37个正方形9×9棒栅燃料组件组成；所述燃料组件采用截短的核电站用棒型燃料元件。本发明的堆芯体积小，具有高度的灵活性与适应性，可满足特殊用电需求，布置于边远地区、长期科考基地、海岛和远海等领域，有着广阔的市场应用前景。
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公开(公告)号：CN110111913B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN201811068173.1
申请日：2018-09-13
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法，所述试验堆芯包括燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件、和水栅元，所述堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件、47盒铍组件、71盒铝组件、12个控制棒组件和115个水栅元，20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，47盒铍组件围绕燃料组件布置在燃料组件的内侧和外侧，71盒铝组件围绕铍组件布置，12个控制棒组件间隔布置于铍组件和燃料组件之间，每个燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。本发明能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯中子注量率计算可靠性的需求。
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公开(公告)号：CN113536580A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110829317.6
申请日：2021-07-22
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/20 , G06F119/02
摘要： 本发明公开了一种确定核反应堆考验回路功率和中子通量密度的方法和系统，本发明的方法包括：对堆芯和考验回路进行网格划分；对堆芯和考验回路进行耦合计算，包括少群截面计算及中子扩散或输运计算两个主要方面，得到考验回路中子入射流收敛时的堆芯和考验回路的相对中子通量密度；根据相对中子通量密度，计算得到考验回路的功率和绝对中子通量密度。本发明为考验回路中考验元件/组件的燃耗分析提供了数据支撑。
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公开(公告)号：CN113270220A
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN202110527615.X
申请日：2021-05-14
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21G1/02
摘要： 本发明公开了一种应用高通量试验堆两级辐照生产252Cf的方法，该方法包括：在辐照堆内辐照第一代靶件获取超铀核素，第一代靶件采用天然铀、贫化铀或含有238U氧化物的材料作为靶件材料；所述超铀核素包括242Pu、243Am和244Cm；在辐照堆内辐照第二代靶件获取252Cf，第二代靶件采用所述超铀核素中的任一超铀核素或者三者的混合物。本发明两代靶件设计技术路线，可在较短的辐照时间内获得了较高的252Cf产量，避免了第一代238U靶件生产252Cf时间非常漫长和第二代靶件材料缺失的问题。本发明第一代靶件在高通量试验堆中辐照，可获得非常高的242Pu、243Am和244Cm等超铀核素的生产效率。
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公开(公告)号：CN110853772B
公开(公告)日：2021-07-13
申请号：CN201911150127.0
申请日：2019-11-21
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种正方形燃料组件，在正方形燃料组件中心处同轴向设置导向管，导向管内同轴向设置控制棒束；在正方形燃料组件的四角处、以及外围周向四边的中心点处均同轴向设置支撑管；在正方形燃料组件的死板与中心处之间同轴向设置若干燃料棒。一种基于上述的正方形燃料组件的单流程超临界水冷堆，包括若干正方形通道，若干正方形通道相互邻接后呈蜂窝状整体式结构，蜂窝状整体式结构外设置金属反射层；正方形通道用于容纳正方形燃料组件。本发明在满足中子经济性、安全性及工程可实现性条件下，可取消“水棒”的燃料组件设计、实现单流程堆芯设计，利于提高燃料管理的经济性。
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公开(公告)号：CN112632822A
公开(公告)日：2021-04-09
申请号：CN202011518815.0
申请日：2020-12-21
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/23
摘要： 本发明公开了基于三维泄漏项分割的核反应堆中子通量获取方法及装置，该方法针对二维/一维方法引入泄漏项造成的稳定性问题，从原始三维中子输运方程出发，采用三维泄漏项分割方法；对于泄漏项分割源项，优化迭代流程，选取二维、一维计算区域最负源项作为泄漏项分割源项；对于泄漏项分割通量，选取棒内平均角通量，并进行合理性分析，尽可能避免计算精度损失。在三维泄漏项分割处理后，再进行二维/一维方法公式推导，从而保证二维、一维方程与原始三维方程一致。本发明克服二维/一维方法引入泄漏项造成的迭代发散问题，保证二维、一维方程与原始三维方程的一致性，从而提高二维/一维方法计算稳定性，进而提高一步法全堆中子输运计算能力。
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公开(公告)号：CN112242203A
公开(公告)日：2021-01-19
申请号：CN202011118355.2
申请日：2020-10-19
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 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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