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公开(公告)号：CN109988978B
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN201711474904.8
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于阻尼合金领域，具体涉及一种高温氧化制备宽应变振幅高阻尼铁基复合合金的方法。包括以下步骤：步骤一、先将铁锰铬基合金在空气气氛下用氧化处理，随后炉冷至室温；步骤二、去除掉表面的氧化层；步骤三、最后在200℃～500℃处理2小时～48小时后炉冷至室温，制备得到铁基复合合金。本发明的有益技术效果在于：没有变形的过程；简单的常规热处理设备就能完成制备过程；制备的铁基复合合金在宽应变振幅下均拥有比传统方法处理的铁锰铬基合金更高的阻尼性能。
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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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公开(公告)号：CN110039215A
公开(公告)日：2019-07-23
申请号：CN201910445872.1
申请日：2019-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种精密缝隙试样的制备方法及焊接结构，用于将工件二焊接在工件一的凹槽内：沿凹槽的长度方向在工件一上开设N组台阶子口，每组台阶子口均包括两个分别分布在凹槽两侧的台阶；在凹槽内正对各台阶子口的位置垫放铜箔组，铜箔组包括位于凹槽底部的铜箔一、分别位于凹槽两侧壁的铜箔二、铜箔三，再将工件二的侧边压入凹槽内；固定工件一，焊接工件一与工件二，形成试件；采用对铜选择性消除的溶液将试件中的所有铜箔去除。本发明的目的在于提供一种精密缝隙试样的制备方法及焊接结构，以解决现有技术无法解决高精度板槽焊接结构精密缝隙控制的问题，实现对板槽焊接结构的缝隙进行高精度控制、得到更为精密的缝隙值的目的。
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公开(公告)号：CN109988978A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711474904.8
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于阻尼合金领域，具体涉及一种高温氧化制备宽应变振幅高阻尼铁基复合合金的方法。包括以下步骤：步骤一、先将铁锰铬基合金在空气气氛下用氧化处理，随后炉冷至室温；步骤二、去除掉表面的氧化层；步骤三、最后在200℃～500℃处理2小时～48小时后炉冷至室温，制备得到铁基复合合金。本发明的有益技术效果在于：没有变形的过程；简单的常规热处理设备就能完成制备过程；制备的铁基复合合金在宽应变振幅下均拥有比传统方法处理的铁锰铬基合金更高的阻尼性能。
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公开(公告)号：CN107142423B
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201710391070.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核燃料组件结构材料FeCrAl基合金及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，Zr，Ta，Mn，La，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.05％～20.2％，Mo、Nb、Zr及Ta合金元素的总重量百分比含量为3.15％～5.65％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107142424B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107142424A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/22 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107142422A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710391066.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/48
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN107058872A
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201710390462.2
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/004 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7％～6.1％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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公开(公告)号：CN106957971A
公开(公告)日：2017-07-18
申请号：CN201710388915.8
申请日：2017-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂用锆合金及其制备方法，解决了如何优化合金元素的组成和配比用于开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金的问题。本发明按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.30‑0.80，Nb：0.20‑0.60，Fe：0.20‑0.45，Mo和/或Cu：0.01‑0.15，O：0.06‑0.18，余量为Zr及其它杂质。本发明在Zr‑Sn‑Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求，提高了在堆外纯水和氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。本发明的合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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