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公开(公告)号：CN115326872B
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202211047380.5
申请日：2022-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 华中科技大学
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明属于核燃料测试领域，提供了一种核燃料包壳管表面热辐射信号测试方法及装置，包括测试盒以及测试盒支架，所述测试盒固定在测试盒支架上；所述测试盒包括测试盒底座和测试盒上盖，所述测试盒底座的相对的第一侧板和第二侧板上以等间距开设若干个管孔，且第一侧板上的管孔与第二侧板的管孔两两相对且位于一条直线上；所述测试盒上盖上开设若干个通孔，且在每个通孔内固定有空心套管，所述空心套管中固定有热辐射信号探测器；所述通孔与管孔的数量相同。本装置中热辐射信号探测器通过空心套管插入测试盒，并在套管的定位机制下，能确保以相同的对核燃料包壳管表面的距离，实现多支核燃料包壳管表面热辐射能信号的获取。
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公开(公告)号：CN113035385B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110240491.7
申请日：2021-03-04
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核燃料技术领域，具体地说是一种含硼硅化铀整体型可燃毒物芯块，至少采用如下原料混合而成的复合材料芯块：UB2、U3Si2；且复合材料芯块中的U3Si2相呈颗粒状分散于UB2相中被UB2相分隔包覆。本发明与现有技术相比，可较方便的通过调节芯块中UB2相的比例和B‑10同位素的富集度来进行可燃毒物芯块中子吸收价值的调节；抗高温水腐蚀的性能更好，在燃料包壳破损时可减少裂变产物释放至一回路冷却水；由于B‑11的中子吸收截面较低，因此当使用贫化B‑10的硼为原料制备的U3Si2‑UB2复合整体型可燃毒物芯块可作为燃料芯块使用，相比纯U3Si2燃料芯块具有更好的抗水腐蚀性能。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114005553B
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202111177087.6
申请日：2021-10-09
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂生产同位素技术领域，具体公开了一种用于核反应堆生产同位素的燃料组件，包括外包壳、上密封件、下密封件、母材以及UO2芯块，所述外包壳为管状结构，上密封件、下密封件分别设置在外包壳的两端，所述母材、UO2芯块均设置在外包壳内部，所述母材、UO2芯块为嵌套式设置；本发明通过调整UO2芯块富集度和尺寸，补偿由于母材吸收中子对燃料棒反应性的影响，大大减小了靶件对核电厂堆芯的反应性和功率峰值因子的影响，保障热工性能不发生明显变化，确保了核电厂的安全性；实现了UO2燃料棒和母材棒的相互独立，在核电厂将辐照后生产同位素的母材棒拆卸并将其转运至热室进行分离和提纯，大大降低了母材与UO2之间分离和提纯的难度。
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公开(公告)号：CN119851995A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202411977879.5
申请日：2024-12-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种复合氮化铀芯块制造方法及复合氮化铀芯块，属于核电领域。其中，复合氮化铀芯块制造方法包括如下步骤：以氮化铀粉末为原料烧结制取氮化铀芯块；以石墨粉、溶剂、粘合剂和分散剂为原料，配置石墨浆体；将石墨浆体涂覆在氮化铀芯块表面，烘干并焙烧得到具有石墨涂层的复合氮化铀芯块成品。该方法能够在氮化铀芯块表面形成牢固的石墨涂层，降低氮化铀芯块与燃料包壳之间的机械摩擦，并对裂变产物形成包容与封闭，提高燃料组件的使用寿命与可靠性。
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公开(公告)号：CN119517472A
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202411637287.9
申请日：2024-11-15
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种TRISO燃料芯块制造方法及燃料芯块，属于核电领域。其中，TRISO燃料芯块的制造方法包括以下步骤：在燃料芯块模具中铺覆石墨粉，利用具有凸起的半球形工作部将石墨粉层压实并形成定位孔，将燃料球装入定位孔并覆盖石墨粉层，重复压实形成定位孔和装入燃料球的步骤直至石墨粉体达到预设高度，整体压实后烧结，得到TRISO燃料芯块。该方法能够提高TRISO燃料芯块的均匀性，便于规模化连续生产。
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公开(公告)号：CN118547241A
公开(公告)日：2024-08-27
申请号：CN202410193339.1
申请日：2024-02-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C23C14/06 , G21C7/10 , G21C3/20 , G21C3/07 , G21G4/02 , G21F1/12 , G21C7/103 , C23C14/16 , C23C14/34 , C23C14/08
Abstract: 本发明公开了一种减少压水堆相关组件氚排放的表面涂层及其制备方法，属于阻氚涂层制备技术领域。该表面涂层包括沉积在压水堆相关组件表面上的阻氚涂层，沉积于阻氚涂层表面的增韧涂层；阻氚涂层为金属氧化物涂层或金属氮化物涂层，金属为铝、铬、锆、钛、钇或铒中的至少一种；增韧涂层为单一纯组元金属涂层或由几种金属元素组成的合金；单一纯组元金属为纯铝、纯铬、纯锆或纯钛；合金为不锈钢、镍基合金或锆合金中的一种。本发明通过增韧涂层的设计，改善了单一氧化物或陶瓷涂层的脆化开裂倾向，阻止了涂层向高温高压水中的溶解，达到压水堆相关组件包壳管的阻氚渗透性能、阻氚渗透的可靠性显著提高的效果。
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公开(公告)号：CN115326872A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202211047380.5
申请日：2022-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 华中科技大学
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明属于核燃料测试领域，提供了一种核燃料包壳管表面热辐射信号测试方法及装置，包括测试盒以及测试盒支架，所述测试盒固定在测试盒支架上；所述测试盒包括测试盒底座和测试盒上盖，所述测试盒底座的相对的第一侧板和第二侧板上以等间距开设若干个管孔，且第一侧板上的管孔与第二侧板的管孔两两相对且位于一条直线上；所述测试盒上盖上开设若干个通孔，且在每个通孔内固定有空心套管，所述空心套管中固定有热辐射信号探测器；所述通孔与管孔的数量相同。本装置中热辐射信号探测器通过空心套管插入测试盒，并在套管的定位机制下，能确保以相同的对核燃料包壳管表面的距离，实现多支核燃料包壳管表面热辐射能信号的获取。
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