专利名称
主分类
A 农业
B 作业;运输
C 化学;冶金
D 纺织;造纸
E 固定建筑物
F 机械工程、照明、加热
G 物理
H 电学
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公布日期
2023-10-24 公布专利
2023-10-20 公布专利
2023-10-17 公布专利
2023-10-13 公布专利
2023-10-10 公布专利
2023-10-03 公布专利
2023-09-29 公布专利
2023-09-26 公布专利
2023-09-22 公布专利
2023-09-19 公布专利
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专利权人
国家电网公司
华为技术有限公司
浙江大学
中兴通讯股份有限公司
三星电子株式会社
中国石油化工股份有限公司
清华大学
鸿海精密工业股份有限公司
松下电器产业株式会社
上海交通大学
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  • [发明专利]一种钍基纯UF4-CN202011314012.3在审
  • 张凡;于晓波;郭国俊;郭波龙;盖石琨 - 中核北方核燃料元件有限公司
  • 2020-11-20 - 2021-02-23 - C01G43/06
  • 本发明属于核燃料循环技术领域,具体涉及一种钍基纯UF4制备方法,为钍基提供合格纯(UF4含量≥99%)的UF4粉末,为第四代实验钍基顺利完成科研验证奠定基础,也为将来钍基技术推广和产业链闭环做好技术储备,为其他项目核燃料纯铀提供技术支持。该发明创造研发了采用六氟化铀汽化水解、催化沉淀、干燥煅烧、通氟化氢再次氟化工艺,直接可以制备出UF4含量≥99%纯四氟化铀产品,该产品杂质含量符合钍基燃料的特殊质量要求,工艺稳定、设备简单、易于操作,有较高的产品直收率,完全可以满足后续钍基燃料供给需求。
  • 一种钍基熔盐堆用高纯ufbasesub
  • [发明专利]圆柱形隔板式主容器-CN201310192761.7有效
  • 董沛;谷济源;董保国 - 董沛;董保国;谷济源
  • 2013-05-15 - 2017-11-24 - G21C13/00
  • 圆柱形隔板式主容器属于技术领域。其隔板式结构主要解决流动产生的核素密度、中子通量、功率密度、燃耗等沿圆柱形主容器轴线的分布问题,能使各薄片的燃耗等有所不同且沿圆柱轴线近似连续的变化,这样就可以在介质中,形成沿圆柱轴线传播的稳定的核燃烧波,能实现可转换材料的燃耗。将活性区及其附近的隔板换成紧凑型板式热交换器,可以提高输出功率等。主容器也可采用板式热交换器式的器壁,能使芯结构紧凑和简化。低压运行的芯,内通或气体冷却剂的薄壁隔板式和器壁型板式热交换器技术上是可行的,但会使结构变得复杂一些。主要用于满足烧贫铀或钍的特殊专用正常运行时特殊性能的要求。
  • 熔盐堆圆柱形隔板容器
  • [发明专利]维持次临界系统和维持次临界的方法-CN202210519412.0在审
  • 于世和;李明海;严睿;邹杨;徐博;刘呈则 - 中国科学院上海应用物理研究所
  • 2022-05-12 - 2022-08-19 - G21C1/30
  • 本发明公开了一种维持次临界系统和维持次临界的方法,维持次临界系统包括系统和储能系统;系统包括电加热装置、第一换热器和发电系统;电加热装置在系统的主容器处;第一换热器第一流体通道通过第一管道与腔体连通;第一换热器第二流体通道通过第二管道与发电系统连通;储能系统包括光热发电系统、高温储热罐和第二换热器;光热发电系统与高温储热罐连通;高温储热罐与第二换热器第一流体通道连通;第四管道上设有隔离阀;第二换热器设于第二管道上,第二换热器第二流体通道与第二管道连通。本发明的系统解决了长期维持次临界问题,提高了运行安全。
  • 熔盐堆维持临界系统方法
  • [发明专利]一种碳化硅涂层热中子散射效应的计算方法-CN201811487893.1有效
  • 李志峰;蔡杰进 - 华南理工大学
  • 2018-12-06 - 2020-12-22 - G16C10/00
  • 本发明公开了一种碳化硅涂层热中子散射效应的计算方法,包括:基于液态、固态石墨、固态碳化硅的热中子散射率,开展核数据加工,获得其热中子散射截面库;调用液态、固态石墨、固态碳化硅的热中子散射截面库,采用蒙特卡罗中子输运方法开展的组件均匀化,获得芯内部及反射层附近典型组件的均匀化群参数;调用典型组件的少群均匀参数,基于中子输运模型或中子扩散时空动力学模型,对于液体燃料碳化硅涂层,还需考虑液态流动影响,计算出的热中子散射效应对关键中子学参数的影响。所述方法克服了传统的确定论方法难以完全适用复杂几何的缺陷,且获得的组件均匀化参数也更为精确。
  • 一种碳化硅涂层熔盐堆热中子散射效应计算方法
  • [发明专利]一种堆堆芯换料管理方法-CN201911012011.0有效
  • 于世和;朱贵凤;严睿;刘亚芬;周波;邹杨 - 中国科学院上海应用物理研究所
  • 2019-10-23 - 2021-03-26 - G21C19/34
  • 本发明公开了一种堆堆芯换料管理方法,所述包括芯,所述方法包括以下步骤:根据每个剩余反应性的控制能力,确定燃料的重金属浓度摩尔比,堆堆芯燃料体积比为1%‑30%;随着运行中的燃料重金属浓度摩尔比增加,在燃料运行时,更换芯燃料体积比更小的,继续使所述燃料运行;重复上述换的步骤,直至所述燃料达到寿期终时,将所述燃料卸出,结束所述燃料的运行。本发明的堆堆芯换料管理方法充分利用各个能谱的优势,提高了核燃料的利用率,同时改善芯安全特性。
  • 一种堆堆芯换料管理方法

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