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公开(公告)号：CN111057958B
公开(公告)日：2022-01-14
申请号：CN201911332252.3
申请日：2019-12-22
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于先进核能结构钢技术领域，具体涉及一种耐腐蚀和高温、抗辐照、高强度的ODS钢及其制备方法。钢的成分范围(重量百分比)是Cr:12.0～16.0％；Al:3.0～5.0％；(W+Mo):1.0～1.5％；Y2O3:0.1～0.5％；Zr:0.1～0.5％；Fe余量。其它杂质元素含量如下：C≤0.02％；N≤0.02％；Co≤0.1％；Ni≤0.1％；Cu≤0.01％；P≤0.005％；S≤0.005％。在常规ODS钢基础上，通过成分设计优化，控制碳含量在母合金冶炼后达到0.005％以下、最终粉末冶金制备后0.02％以下，避免形成在高温、辐照条件下易于熟化的M23C6碳化物以提高高温稳定性和蠕变强度；通过协同控制Cr、Al含量形成致密氧化膜提高抗腐蚀氧化能力、并平衡时效或辐照脆性；通过纳米氧化物尺寸、数密度、种类等调控来提高抗辐照性能。基于以上特征，材料同时具有耐腐蚀(主要为液态金属等)和高温、高强度、抗辐照的优异性能。
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公开(公告)号：CN111057958A
公开(公告)日：2020-04-24
申请号：CN201911332252.3
申请日：2019-12-22
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于先进核能结构钢技术领域，具体涉及一种耐腐蚀和高温、抗辐照、高强度的ODS钢及其制备方法。钢的成分范围(重量百分比)是Cr:12.0～16.0％；Al:3.0～5.0％；(W+Mo):1.0～1.5％；Y2O3:0.1～0.5％；Zr:0.1～0.5％；Fe余量。其它杂质元素含量如下：C≤0.02％；N≤0.02％；Co≤0.1％；Ni≤0.1％；Cu≤0.01％；P≤0.005％；S≤0.005％。在常规ODS钢基础上，通过成分设计优化，控制碳含量在母合金冶炼后达到0.005％以下、最终粉末冶金制备后0.02％以下，避免形成在高温、辐照条件下易于熟化的M23C6碳化物以提高高温稳定性和蠕变强度；通过协同控制Cr、Al含量形成致密氧化膜提高抗腐蚀氧化能力、并平衡时效或辐照脆性；通过纳米氧化物尺寸、数密度、种类等调控来提高抗辐照性能。基于以上特征，材料同时具有耐腐蚀(主要为液态金属等)和高温、高强度、抗辐照的优异性能。
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公开(公告)号：CN113674874B
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202110788877.1
申请日：2021-07-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法。本发明堆芯结构包括燃料棒、谱移控制棒，任意三根燃料棒呈三角形排列，燃料棒间布置谱移控制棒，谱移控制棒在堆芯内呈均匀对称布置，谱移控制棒沿轴向分为三段，由上至下依次为谱移控制棒中子吸收材料、谱移控制棒中间过渡材料和谱移控制棒慢化剂材料。本发明运行方法，包括快谱运行段和谱移运行段两个部分。本发明用以降低寿期初堆芯反应性控制难度，有效延长堆芯寿期，提高堆芯燃料利用率，进而有效提高反应堆堆芯性能。
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公开(公告)号：CN113674875B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202110795061.1
申请日：2021-07-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，涉及一种快谱反应堆堆芯设计方法及堆芯结构。本发明方法包括如下步骤：步骤1选择毒物材料抑制因中子慢化引入的正反应性；步骤2选择毒物材料的堆内布置方式。本发明结构包括涂有毒物材料的燃料棒，具体包括燃料棒毒物涂层、燃料包壳、气隙、燃料芯块、燃料中孔，燃料芯块位于燃料包壳内部，燃料芯块与燃料包壳之间留有气隙，燃料包壳的中心位置开有燃料中孔，燃料包壳的外部涂有燃料棒毒物涂层。本发明有效控制发生蒸汽发生器传热管破裂事故后的正反应性引入幅度，提高快谱反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN115238481B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202210799495.3
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆堆芯计算技术领域，具体公开了一种轴向分区控制棒组件截面计算方法，首先，建立轴向计算网格和轴向材料网格；然后，建立控制棒组件移动到高度时轴向计算网格与轴向材料网格的材料对应关系和各材料在轴向计算网格的份额；最后，计算得到轴向计算网格的截面参数。本发明针对新型轴向分区控制棒组件，建立了控制棒组件移动后与控制棒材料的对应关系，克服了传统控制棒组件截面计算方法用于新型控制棒组件的不足，为铅铋快堆等采用新型控制棒组件的全堆芯计算提供了更准确的截面参数。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115547519A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211334693.9
申请日：2022-10-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种采用自发慢化燃料的铅铋冷却反应堆堆芯，所述堆芯包括若干燃料组件、若干控制棒组件和围桶，所述控制棒组件间隔布置于所述燃料组件中，所述堆芯布置于所述围桶包围的冷却剂中；所述堆芯采用六角形燃料组件，所述燃料组件内设置的多根燃料棒按等边三角形排列，所述燃料组件六个角处设置有固体慢化棒；所述燃料棒内的芯体采用自发慢化燃料，所述固体慢化棒内的芯体采用固体慢化剂材料。本发明在满足堆芯功率需求和设计寿期以及停堆安全设计准则的基础上，能够更好地将堆芯内的中子慢化，提升了堆芯反应性，减小了铀装量和堆芯尺寸，降低了屏蔽需求，增强了堆芯的负反馈安全性。
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公开(公告)号：CN113674882A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110800944.7
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于反应堆安全系统设计领域，具体公开了一种铅铋堆沉浸式非能动余热排出系统及方法，该一种铅铋堆沉浸式非能动余热排出系统包括：反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、热池、冷池、独立余热排出热交换器和空气冷却器；堆芯、蒸汽发生器、热池、冷池和独立余热排出热交换器均位于反应堆容器内，空气冷却器位于反应堆容器的上方，独立余热排出热交换器的一次侧进出口与热池连接，独立余热排出热交换器的二次侧进出口通过连接管路与空气冷却器连接。本发明实现铅铋堆在事故工况下的一回路自然循环、中间回路自然循环，通过空气冷却带走堆芯余热，可靠性高，余热排出能力强，并将反应堆带至安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN113674874A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110788877.1
申请日：2021-07-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法。本发明堆芯结构包括燃料棒、谱移控制棒，任意三根燃料棒呈三角形排列，燃料棒间布置谱移控制棒，谱移控制棒在堆芯内呈均匀对称布置，谱移控制棒沿轴向分为三段，由上至下依次为谱移控制棒中子吸收材料、谱移控制棒中间过渡材料和谱移控制棒慢化剂材料。本发明运行方法，包括快谱运行段和谱移运行段两个部分。本发明用以降低寿期初堆芯反应性控制难度，有效延长堆芯寿期，提高堆芯燃料利用率，进而有效提高反应堆堆芯性能。
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公开(公告)号：CN111667933A
公开(公告)日：2020-09-15
申请号：CN202010564683.9
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/19 , G21C19/20 , G21C17/104
Abstract: 本发明公开了一种球床先进高温堆堆芯装载方法，所述装载方法采用一次装料、整体卸载的方式，堆芯活性区采取燃料球和石墨球配合装载的方式，堆芯活性区高度大于核设计程序理论计算的活性区高度，具体装载过程如下：通过实时测量堆芯剩余反应性，确定最终满足堆芯功率和寿期要求的燃料球的装量，将燃料球装载至燃料球实际装量位置，然后继续装入石墨球，直至填满整个堆芯活性区。本发明实现了燃料球装量根据实际要求的可调节性，并避免了排空熔盐时堆芯活性区几何形状发生重大改变，达到精确实现堆芯设计目标的目的，从根本上规避了核设计程序计算不确定性带来的堆芯设计风险。
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公开(公告)号：CN110853773A
公开(公告)日：2020-02-28
申请号：CN201911149861.5
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种轴向倒换料金属冷却反应堆及管理方法，所述反应堆的堆芯结构为整体式蜂窝状正六边形组件通道，所述通道包括燃料组件通道、控制棒组件通道，所述控制棒组件通道与燃料组件通道交错布置。所述燃料组件通道在轴向上设置有3盒标准燃料组件，最底层为经过若干燃耗循环的旧燃料组件，最顶层为装入堆芯的新燃料组件。旧燃料组件从各燃料组件通道卸出后，通道内轴向剩余燃料组件依次下移，新燃料组件从各通道顶部装入。本发明有效展平了堆芯轴向及径向功率分布，使燃料组件的燃耗更加均匀，大幅度延长了燃料组件使用寿命，增加了燃料组件的使用寿命以及堆芯的平均卸料燃耗深度。
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