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公开(公告)号：CN117935994B
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202410318013.7
申请日：2024-03-20
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
Abstract: 本发明涉及一种预测陶瓷核燃料辐照肿胀行为的方法，本方法借鉴金属材料中第二相粒子长大的Ostwald Ripening物理机制，结合相关物理理论，建立核燃料辐照过程中裂变气体气泡长大的数学物理模型及计算方法，然后基于核燃料的基本物性参数以及反应堆内的辐照环境参数，经过计算即可直接获得核燃料的辐照肿胀行为。本发明可用于针对陶瓷核燃料辐照肿胀行为的快速预测，无需额外开展核燃料样品的辐照实验，从而能够快速反映被研究核燃料的堆内辐照行为，因而可降低新型核燃料的研发成本，缩短研发周期。本发明的计算模型简洁，计算过程简单，对计算相关的辅助条件无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN117935994A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202410318013.7
申请日：2024-03-20
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
Abstract: 本发明涉及一种快速预测陶瓷核燃料辐照肿胀行为的方法，本方法借鉴金属材料中第二相粒子长大的Ostwald Ripening物理机制，结合相关物理理论，建立核燃料辐照过程中裂变气体气泡长大的数学物理模型及计算方法，然后基于核燃料的基本物性参数以及反应堆内的辐照环境参数，经过计算即可直接获得核燃料的辐照肿胀行为。本发明可用于针对陶瓷核燃料辐照肿胀行为的快速预测，无需额外开展核燃料样品的辐照实验，从而能够快速反映被研究核燃料的堆内辐照行为，因而可降低新型核燃料的研发成本，缩短研发周期。本发明的计算模型简洁，计算过程简单，对计算相关的辅助条件无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN115881255A
公开(公告)日：2023-03-31
申请号：CN202310191856.0
申请日：2023-03-02
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
Abstract: 本发明提出一种基于符号回归的控制棒芯体材料热物理性能的计算方法，包括：步骤1，获取控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的化学成分随热中子辐照剂量变化的线性关系式；步骤2，给定多个热中子辐照剂量预设值，根据线性关系式，分别制备与热中子辐照剂量预设值相对应化学成分的Ag‑In‑Cd模拟合金；步骤3，对Ag‑In‑Cd模拟合金进行均匀化热处理后，测量Ag‑In‑Cd模拟合金的热物理性能；步骤4，基于符号回归方法，获得Ag‑In‑Cd合金的热物理性能可解释模型。本发明方法可以定量计算控制棒芯体材料Ag‑In‑Cd合金的热物理性能，有助于准确评估核反应堆控制棒的堆内服役行为。
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公开(公告)号：CN115221457B
公开(公告)日：2022-12-13
申请号：CN202211140526.0
申请日：2022-09-20
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
Abstract: 本发明提出一种定量计算控制棒芯体的辐照肿胀量的方法，包括：计算初始未辐照时半径为R0、长度为L的控制棒芯体包含的原子总数N0；计算经辐照时间x后半径变为Rx、长度不变的控制棒芯体包含的原子总数Nx；根据Nx=N0得出Rx关于R0的表达式；计算辐照过程由化学成分变化引起的控制棒芯体的半径肿胀量；通过压缩蠕变试验估算控制棒芯体的热蠕变速率；计算辐照过程由高温蠕变引起的控制棒芯体的半径肿胀量；计算控制棒芯体的辐照肿胀量。本发明可以得出控制棒芯体的辐照肿胀随辐照时间的变化规律，计算结果与反应堆控制棒肿胀的实测结果符合性较好，验证了控制棒芯体辐照肿胀的计算方法的准确性。
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公开(公告)号：CN110218092A
公开(公告)日：2019-09-10
申请号：CN201910418816.9
申请日：2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
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。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103470523A
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201210184341.X
申请日：2012-06-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及低振动噪声泵技术领域，具体公开了一种带有减振降噪材料的低振动噪声泵。该低振动噪声泵中叶轮轴通过轴承固定在轴承座上，并在叶轮轴上固定有叶轮，所述的叶轮轴表面热镶嵌或焊接有轴上阻尼合金镶嵌层，轴承座内表面热镶嵌或焊接有轴承座阻尼合金镶嵌层，并与表面涂有泵壳减振涂层的泵壳固定连接，其中，泵壳为实心壳体或填充有减振材料的夹层空心壳体；泵壳通过支架固定螺栓依次将泵底座、减震垫以及支架刚性连接。本发明在泵的叶轮轴、轴承、轴承座等部件上形成减振降噪部件，同时，在泵壳、支架上涂覆减振材料或消声材料，可最大限度地降低泵类设备的振动噪声水平，通过试验测得，可消除共振或消减共振峰值5~15dB，降低振动噪声2.4dB以上。
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公开(公告)号：CN119811563A
公开(公告)日：2025-04-11
申请号：CN202510287607.0
申请日：2025-03-12
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G06N3/0455 , G06N3/0464 , G06N3/0475 , G06N3/084
Abstract: 本申请涉及计算材料科学技术领域，特别涉及一种基于生成式深度学习模型的燃料微观结构预测方法，包括以下步骤：获取数据集；数据集包括不同工艺条件下的SEM照片；对数据集进行预处理，并基于预处理后的数据集，得到训练集；基于条件变分自编码器模型，构建生成式深度学习模型；并将训练集的数据输入至生成式深度学习模型，进行模型训练，得到训练完成的生成式深度学习模型；将工艺条件输入至训练完成的生成式深度学习模型，生成特定燃料微观结构。本申请借助生成式深度学习模型直接由化学成分和工艺制备参数生成微观组织图像，摆脱专业限制，能够直接输出和微观检测结果一致的图像，解决传统实验及模拟计算成本高、耗时长、过程复杂等问题。
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公开(公告)号：CN118627403A
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202411106775.7
申请日：2024-08-13
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
Abstract: 本发明建立一种掺杂二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算方法。主要通过模型计算不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下的掺杂二氧化铀陶瓷燃料的组成成分；根据计算的组成成分结果，制备一系列模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度的二氧化锆掺杂二氧化铀燃料；然后测量模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度掺杂二氧化铀材料的杨氏模量、硬度、断裂韧性、断裂强度力学性能数据；然后基于机器学习方法，建立一种不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算模型和方法。本发明方法可以定量预测二氧化锆掺杂二氧化铀陶瓷燃料的力学性能，有助于准确评估掺杂二氧化铀陶瓷燃料的堆内反应行为。
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公开(公告)号：CN117929130B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202410319100.4
申请日：2024-03-20
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
IPC: G01N3/08 , G01N15/0205
Abstract: 本发明提出一种小尺寸球形核燃料颗粒压碎强度的测量方法，包括下列步骤：步骤1：获取小尺寸球形核燃料样品；步骤2：量测所述样品颗粒的粒径大小；步骤3：对所述样品进行压碎，获得所述样品的压碎载荷；步骤4：根据所述样品颗粒粒径大小及所述压碎荷载计算所述样品的压碎强度。本发明的量测方法使单个球形核燃料颗粒在整个压碎强度测量过程中易于转运；本方法可直接针对单个球形核燃料颗粒的直径和压碎载荷进行精确测量；采用本方法测量单个球形核燃料颗粒的压碎强度所需的辅助设备少，操作方式简便易行，测量效率高。
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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
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。
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