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[发明专利]一种压水堆用铀钚混合燃料及其配置方法-CN202310544832.9在审
发明人：李想;易璇;郭治鹏;刘国明;姚红;邵增;杨海峰;霍小东;胡小利;陈添;于淼 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-05-15 - 公布日： 2023-08-22 - 主分类号： G21C21/00 文献下载
摘要：本发明公开一种压水堆用铀钚混合燃料的配置方法，包括：S1，计算目标原料的等效份额差D；S2，计算现有原料的等效寿期系数C；S3，确定现有原料的铀钚混合比例；S4，根据现有原料的铀钚混合比例，取现有原料和铀原料，混合，配置得到压水堆用铀钚混合燃料。本发明还公开一种采用上述配置方法配置的压水堆用铀钚混合燃料。本发明可以利用乏燃料后处理厂中的现有原料，在不改变钚同位素成分的前提下，配置出与目标原料配置的MOX燃料相比具有同等堆芯寿期长度的MOX燃料，打破现有技术中对原料选择的限制，使乏燃料后处理厂中的现有原料得到充分利用
一种压水堆用铀钚混合燃料及其配置方法

[发明专利]一种用于溯源取证压水堆重要运行参数的方法-CN201910308408.8有效
发明人：袁岑溪;邱文鑫;石家建;叶敏健;田林;葛育霖;吕奇峰 -专利权人：中山大学
申请日： 2019-04-17 - 公布日： 2022-09-13 - 主分类号： G21C17/104 文献下载
摘要：本发明提供一种用于溯源取证压水堆重要运行参数的方法，包括以下步骤：从未知压水堆中选取至少一根燃料棒中的一段芯块作为待测样本，测出样本中核素的质量或物质的量，所检测的核素为铀235、铀236、铀238、钚238、钚239、钚240、钚241、钚242这八种核素中的至少三种，计算不同核素的质量或物质的量之比值，根据所得的比值，溯源取证待测压水堆的运行参数。
一种用于溯源取证压水堆重要运行参数方法

[发明专利]配置压水堆铀钚混合燃料稳定钚同位素原料的方法及原料-CN202211604222.5在审
发明人：郭治鹏;易璇;李想;邵增;徐敏;杨海峰;霍小东;于淼 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2022-12-13 - 公布日： 2023-05-09 - 主分类号： G21C21/00 文献下载
摘要：本发明涉及一种配置压水堆铀钚混合燃料稳定钚同位素原料的方法及原料，该方法包括以下步骤：(1)等效239Pu比例因子计算；(2)原料准备：将原料分为等效Pu质量含量小于目标等效239Pu质量含量P的原料I、大于目标等效239Pu质量含量P的原料II两部分，分别进行钚的品质计算并进行排序；(3)初次原料挑选与混合：从原料I和原料II中挑选钚的品质最低和最高、或接近平均值预设数量的原料分别装入A大罐、B大罐中并装满，分别从A大罐中取出原料、B大罐中取出原料装入产品罐中，使得产品罐中的等效239Pu质量含量等于目标等效239Pu质量含量P，得到压水堆铀钚混合燃料稳定钚同位素原料。
配置压水堆铀钚混合燃料稳定同位素原料方法

[发明专利]一种快堆混合铀钚燃料成分控制的设计方法-CN202011327538.5在审
发明人：胡赟;徐李;杨勇;张坚;单浩栋;霍兴凯;曹攀;陈仪煜 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2020-11-24 - 公布日： 2021-04-06 - 主分类号： G21C21/02 文献下载
摘要：本发明涉及一种快堆混合铀钚燃料成分控制的设计方法,所述方法包括以下步骤：步骤(1)、堆芯设计计算，计算求得混合铀钚燃料中的钚当量设计值；确定混合铀钚燃料的钚当量目标值；并根据上述钚当量目标值计算混合铀钚燃料中Pu和U成份(如混合铀钚氧化物燃料MOX中的PuO2粉末和UO2粉末)的质量份额；步骤(2)、挑选出钚当量值与步骤(1)中钚当量设计值接近的所需数量的原料；步骤(3)、将挑选出的原料进行钚原料混丰，得到混丰后的Pu原料粉末；步骤(4)、制备混合铀钚燃料芯块/芯体。本发明提供的设计方法能够解决钚同位素成分差别对使用铀钚混合燃料快堆堆芯设计参数特别是组件功率分布影响问题。
一种混合燃料成分控制设计方法

[发明专利]反应堆-CN201910219989.8在审
发明人：路春雷 -专利权人：路春雷
申请日： 2019-03-21 - 公布日： 2019-06-11 - 主分类号： G21C3/02 文献下载
摘要：本申请涉及一种反应堆，包括：反应堆外壳；设置于反应堆外壳内部的堆芯；插入堆芯中的控制棒组件；堆芯包括钚239燃料组件、铀238燃料组件；反应堆外壳设置有外壳液态介质入口和介质蒸汽出口，外壳液态介质入口用于将液态介质输送至反应堆外壳内部，介质蒸汽出口用于输出含自由电子和介质正离子的高压介质蒸汽，该高压介质蒸汽用于直流发电；输出介质蒸汽中的自由电子和介质正离子由铀238燃料组件、钚239燃料组件核反应放出的高能射线激发介质蒸汽得到，介质蒸汽主要由钚239燃料组件核反应放热将上述液态介质气化得到；本申请的反应堆主要利用铀238和钚239作为燃料，有效消除目前热中子反应堆核废料钚239的核污染。
燃料组件反应堆外壳反应堆堆芯核反应蒸汽介质蒸汽出口液态介质入口高压介质介质蒸汽液态介质自由电子正离子热中子反应堆控制棒组件核废料高能射线输出介质直流发电核污染放热气化申请燃料输出激发

[发明专利]允许从钚平衡循环转入铀平衡循环的压水核反应堆运行方法及相应核燃料组件-CN201080043722.5有效
发明人： D·昂拉;S·H·郑 -专利权人：阿海珐核能公司
申请日： 2010-07-21 - 公布日： 2012-07-11 - 主分类号： G21C3/328 文献下载
摘要：在该方法中：在至少一个钚平衡循环期间使反应堆(1)工作，在所述至少一个钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)装纳钚平衡核燃料组件；然后，在过渡循环期间使反应堆(1)工作，至少一些钚平衡核燃料组件被分区过渡核燃料组件、然后被铀平衡核燃料组件逐渐更换；然后，在至少一个铀平衡循环的期间使核反应堆(1)工作。
允许平衡循环转入核反应堆运行方法相应核燃料组件

[发明专利]用于后处理废核燃料及制备混合的铀-钚氧化物的方法-CN200780018811.2有效
发明人： P·巴龙;B·丹;M·马松;F·德兰;J-L·埃曼 -专利权人：原子能委员会;阿雷瓦核废料回收公司
申请日： 2007-05-23 - 公布日： 2009-06-03 - 主分类号： G21C19/46 文献下载
摘要：本发明涉及用于后处理废核燃料及用于制备混合的铀-钚氧化物的方法，该方法包括：a)将铀和钚从将废核燃料溶解于硝酸中所形成的硝酸水溶液中存在核裂变产物，镅和锔中分离，该步骤包括至少一个通过溶剂相从所述溶液中共萃取铀和钚的操作；b)将共萃取的铀和钚分为含钚和铀的第一水相，以及含铀但是不含钚的第二水相；c)对存在于第一水相中的钚和铀进行纯化；和d)将钚和铀共同转化为混合的铀/钚氧化物的步骤。应用：后处理基于氧化铀或基于混合的铀-钚氧化物的核燃料。
用于处理核燃料制备混合氧化物方法

[发明专利]用于压水反应堆的核燃料组件和包含这种组件的核反应堆堆芯-CN202080034407.X在审
发明人：郑松辉;巴蒂斯特·迪佩雷 -专利权人：法玛通公司
申请日： 2020-05-07 - 公布日： 2021-12-14 - 主分类号： G21C3/328 文献下载
摘要：这种用于压水核反应堆的核燃料组件(16)包括核燃料棒(24)、用于接收控制棒的吸收棒的接收导管(31)以及可选的仪表管，棒(24)分为两个区域(41,42):中心区域(41)，中心区域(41)的所有棒(24)是其燃料在辐照之前仅基于铀和钚的混合氧化物的棒(24)；以及沿组件(16)的外面延伸的外围区域(42)，外围区域(42)的所有棒是在辐照之前含有铀氧化物但不含氧化钚的棒(24)。
用于反应堆核燃料组件包含这种核反应堆堆

[发明专利]一种压水堆乏燃料组件的铀钚比例及同位素比例计算方法-CN202111361224.1在审
发明人：李想;易璇;郭治鹏;邵增;杨海峰;霍小东;胡小利;陈添;于淼 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2021-11-17 - 公布日： 2022-04-01 - 主分类号： G06F17/10 文献下载
摘要：本发明是一种压水堆乏燃料组件的铀钚比例及同位素比例计算方法，包括：确定待分析的乏燃料组件的燃耗深度BU；根据铀钚比例多项式计算公式PUU＝ar×BUr×BU2+cr×BU+dr计算得到铀钚比例；根据铀同位素比例多项式计算公式U＝au×BU3+bu×BU2+cu×BU+du计算得到铀同位素比例；根据钚同位素比例多项式拟合公式Pu＝a铀钚比例和同位素比例值；确定各个多项式计算公式后，即可而得到其他燃耗点的计算结果，快速便捷。
一种压水堆乏燃料组件比例同位素计算方法

[其他]操作能谱移动式核反应堆的方法和使用水置换棒束的核反应堆-CN86108810无效
发明人：克劳德·莱罗;简·保罗·米洛特;埃里克·冈斯 -专利权人：法码通联合股票公司
申请日： 1986-12-29 - 公布日： 1987-08-05 - 主分类号： G21C7/08 文献下载
摘要：一种能谱移动式压水型核反应堆，它有一个由浸入轻水的燃料组件组成的堆芯，燃料组件至少以相应于反应堆操作周期的时间间隔部分替换。为了在周期的第一相位期间硬化中子的能谱而引入的杆含有吸收低能中子的材料。这些杆从堆芯中置换水并使中子的能谱向高能移动。为了在杆的再处理过程中避免裂变铀同位素的化学分离和降解钚，杆的材料由贫化铀和钍的混合物构成。其中铀的含量不超过20％[重量]。
操作移动式核反应堆方法使用置换

[发明专利]用轻水慢化和冷却的核反应堆及其操作方法-CN86108810.7无效
发明人：克劳德·莱罗;简·保罗·米洛特;埃里克·冈斯 -专利权人：法码通联合股票公司
申请日： 1986-12-29 - 公布日： 1990-01-10 - 主分类号： G21C7/08 文献下载
摘要：一种能谱移动式压水型核反应堆，它有一个由浸入轻水的燃料组件组成的堆芯，燃料组件至少以相应于反应堆操作周期的时间间隔部分替换。为了在周期的第一相位期间硬化中子的能谱而引入的杆含有吸收低能中子的材料。这些杆从堆芯中置换水并使中子的能谱向高能移动。为了在杆的再处理过程中避免裂变铀同位素的化学分离和降解钚，杆的材料由贫化铀和钍的混合物构成。其中铀的含量不超过20％(重量)。
轻水慢化冷却核反应堆及其操作方法

[发明专利]一种分离锝的PUREX流程-CN201310250675.7有效
发明人：刘方;郑卫芳;王辉;孙亚茹 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2013-06-21 - 公布日： 2013-09-25 - 主分类号： G21F9/06 文献下载
摘要：本发明涉及一种分离锝的PUREX流程，包括：（1）共去污共萃取：将乏燃料硝酸溶解液中的铀、钚、镎、锝共萃入有机相中，洗涤共萃取液；（2）反萃钚、镎：用含AHA的反萃剂S1将共萃取液中的钚、镎反萃到水相，再加入铀补萃剂补萃，得到含钚、镎的水相及含铀、锝的油相；（3）还原反萃锝：用含还原剂的反萃剂S2将含铀、锝的油相中的锝还原并反萃进入水相，再加入铀补萃剂补萃，得到含锝的水相及含铀的油相，含铀的油相进入后续铀纯化流程本发明采用分步还原法实现了镎、钚与锝的分步还原，可将锝分离出来，并使各元素的走向更加简单统一；还原剂均为无盐试剂，残留试剂易破坏，对后续流程影响较小。
一种分离 purex 流程

[发明专利]使用液体燃料的钚湮没核反应堆-CN94104894.2在审
发明人：古川和男;三田地絋史 -专利权人：古川和男
申请日： 1994-03-23 - 公布日： 1995-03-22 - 主分类号： G21C1/22 文献下载
摘要：本发明涉及使用液体核燃料的核反应堆，更具体的说，涉及一种使用核燃料的钚(例如Np，Am以及Cm之类铀后元素也一样)湮没钍熔盐裂变反应堆，和一个使用液体核靶再生区的钚湮没的加速器熔盐增殖反应堆，其中安排在核裂变反应堆芯部里的若干减速剂的空间与一个铀收集装置连通，在这些空间内充满了由钍(Th)和钚(Pu)组成的液体核燃料，由Th生成233U，所生成的233U在需要的时候由铀收集装置分离开来，而加入Pu以代替233U，从而增强燃烧。
使用液体燃料湮没核反应堆

[发明专利]核燃料循环再混合-CN201980093425.2在审
发明人：奥列格·瓦西尔耶维奇·克留科夫;彼得·米哈伊洛维奇·加夫里洛夫;康斯坦丁·弗拉基米罗维奇·伊万诺夫;安热莉卡·维克托罗芙娜·哈佩斯卡亚;亚历山大·米哈伊洛维奇·帕夫洛维切夫;尤里·米哈伊洛维奇·谢姆琴科夫;尤里·斯捷潘诺维奇·费奥多罗夫;鲍里斯·雅科夫列维奇·西尔伯曼;维亚切斯拉夫·阿纳托列维奇·杜杜金;格列布·阿列克谢耶维奇·阿帕尔科夫 -专利权人：联邦国有企业“采矿和化工联合”
申请日： 2019-10-16 - 公布日： 2021-10-29 - 主分类号： G21C9/16 文献下载
摘要：本发明涉及核技术领域，特别是涉及带有热中子反应堆的核电站的铀钚氧化物核燃料。本发明的技术成果是开发了一种REMIX型燃料成分，允许从乏核燃料中回收的核裂变材料进入核燃料循环，并同时使用浓缩天然铀，以及确保解决处理以前分离的钚(包括武器级钚)的问题。通过在核反应堆寿命期间回收乏核燃料中的裂变材料，减少乏核燃料的数量(最多可回收5次)，节省用于燃料制造的天然铀，并因此确保核燃料循环的自足性。本发明使得利用REMIX‑燃料来解决可能对封闭式核燃料循环造成的全部问题成为可能，同时考虑到反应堆的数量、天然铀的可用性、乏核燃料的累积量。
核燃料循环混合

[发明专利]制备含八氧化三铀颗粒和二氧化钚颗粒的粉末的方法-CN201810367647.6在审
发明人：弗朗索瓦·庞斯莱特;尼古拉斯·维吉尔;本艾蒂科特·阿布拉-查派勒特;奥雷利·高特赫;埃莱奥诺·外勒科玛;玛丽-贺勒尼·努伊勒 -专利权人：原子能和替代能源委员会;欧安诺循环
申请日： 2018-04-23 - 公布日： 2019-06-18 - 主分类号： C01F17/00 文献下载
摘要：该方法特征在于，所述方法包括：a)经由草酸沉淀法，制备草酸铀(IV)颗粒的水性悬浮液S₁和草酸钚(IV)颗粒的水性悬浮液S₂；b)混合所述水性悬浮液S₁和所述水性悬浮液S₂以得到含草酸铀(IV)颗粒和草酸钚(IV)颗粒的水性悬浮液S₁₊₂；c)将水性悬浮液S₁₊₂分离为水相和含草酸铀(IV)颗粒和草酸钚(IV)颗粒的固相；以及d)煅烧所述固相以(1)使草酸铀(IV)颗粒转化为八氧化三铀颗粒，且(2)使草酸钚(IV)颗粒转化为二氧化钚(IV)，从而得到粉末；以及特征在于，步骤b)和c本发明还涉及制造MOX型核燃料，如LWR或FNR反应堆的核燃料的应用。
草酸水性悬浮液制备八氧化三铀二氧化钚草酸沉淀法紧密混合物核燃料反应堆煅烧转化应用制造

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