公开(公告)号：CN103421986B

公开(公告)日：2015-09-30

申请号：CN201210165125.0

申请日：2012-05-24

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 龙冲生 ,  韦天国 ,  栾佰峰 ,  王雯 ,  苗志 ,  陈乐 ,  刘云明 ,  梁波 ,  蒋明忠

IPC: C22C16/00 ,  C22F1/18

Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，由Zr、Cr、Mo、Fe组成；Cr的重量百分比含量为0.6%-1.0%，Mo的重量百分比含量为0.1%-0.6%，Fe的重量百分比含量为0.2%-0.5%，余量为Zr。本发明还提供一种锆合金材料的制备方法，热轧温度650℃-730℃；退火温度600℃-650℃；再结晶退火处理的温度600℃-650℃。本发明提供的锆合金与常规锆合金相比组织上具有密集、细小、均匀分布的第二相粒子，在350℃下的其屈服强度和抗拉强度分别约200MPa、310MPa，在500℃/10.3MPa高温水蒸汽中腐蚀500h后，其腐蚀增重低于90mg/dm2。

公开(公告)号：CN104950854B

公开(公告)日：2018-09-11

申请号：CN201510339157.1

申请日：2015-06-17

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 李高 ,  张秀万 ,  熊彦 ,  刘艳阳 ,  卢宗健 ,  曾少立 ,  田宇 ,  袁彬 ,  陈乐 ,  王银丽

IPC: G05B19/418

Abstract: 本发明公开了一种核电站失水事故监测系统，所述系统包括：通讯模块，输入预处理模块，LOCA计算模块，输出滤波模块，报警处理模块，输出数量模块，显示模块，参数修改模块，开关量输出模块，系统用一种编程语言代替了背景技术中的两种编程语言，实现了核电站失水事故监测系统应用结构简单，成本较低，调试、维护简单，编程效率高，容易掌握，系统的可靠性较高的技术效果。

公开(公告)号：CN107217197A

公开(公告)日：2017-09-29

申请号：CN201710389966.2

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 王辉 ,  张瑞谦 ,  潘钱付 ,  陈乐 ,  孙永铎 ,  张忠伦 ,  解怀英

IPC: C22C38/02 ,  C22C38/06 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26 ,  C22C38/28 ,  C22C38/44 ,  C22C38/48 ,  C22C38/50 ,  C21D8/02 ,  G21C3/07

CPC classification number: Y02E30/40 ,  C22C38/02 ,  C21D8/0226 ,  C21D8/0236 ,  C21D8/0263 ,  C22C33/04 ,  C22C38/002 ,  C22C38/06 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26 ,  C22C38/28 ,  C22C38/44 ,  C22C38/48 ,  C22C38/50 ,  G21C3/07

Abstract: 本发明公开了一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.7～2.0％，Nb：0.8～1.0％，Ti：0.5～1.0％，Si：0.1～0.2％，Zr+Ta+W：0.1～0.3％，Ga+Ni：0.1～0.2％，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。

公开(公告)号：CN117929130B

公开(公告)日：2024-06-07

申请号：CN202410319100.4

申请日：2024-03-20

Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳)(哈尔滨工业大学深圳科技创新研究院) ,  中国核动力研究设计院

Inventor： 肖红星 ,  陈洪生 ,  李顺平 ,  陈乐 ,  冷雪松 ,  廖志海

IPC: G01N3/08 ,  G01N15/0205

Abstract: 本发明提出一种小尺寸球形核燃料颗粒压碎强度的测量方法，包括下列步骤：步骤1：获取小尺寸球形核燃料样品；步骤2：量测所述样品颗粒的粒径大小；步骤3：对所述样品进行压碎，获得所述样品的压碎载荷；步骤4：根据所述样品颗粒粒径大小及所述压碎荷载计算所述样品的压碎强度。本发明的量测方法使单个球形核燃料颗粒在整个压碎强度测量过程中易于转运；本方法可直接针对单个球形核燃料颗粒的直径和压碎载荷进行精确测量；采用本方法测量单个球形核燃料颗粒的压碎强度所需的辅助设备少，操作方式简便易行，测量效率高。

公开(公告)号：CN115524231A

公开(公告)日：2022-12-27

申请号：CN202211167498.1

申请日：2022-09-23

Applicant: 中国核动力研究设计院 ,  深圳市万斯得自动化设备有限公司

Inventor： 王朋飞 ,  岳栋 ,  张瑞谦 ,  钟运涛 ,  陈乐 ,  杨忠波 ,  陈勇 ,  李革林

IPC: G01N3/18 ,  G01N3/38 ,  G01N3/02 ,  G01N3/06 ,  G21C17/00

Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变测试系统，包括高温真空炉，所述高温真空炉上还安装有夹持模块，夹持模块用于将布置于高温真空炉内的待测试的包壳管夹持固定；轴向拉压模块，用于对待测试的包壳管进行反复拉压；内压控制模块，用于对包壳管内部进行增压；3D蠕变测量模块，用于测量包壳管在经轴向拉压模块对其拉压时的轴向变形量，以及在经内压控制模块对其内部进行增压时的周向上的变形量。本发明实现了包壳管内压疲劳和外拉压疲劳同步试验的模拟工况，获得了同步试验的实时研究数据，完全实现了核电材料包壳管的疲劳强度试验，进而可以优化包壳管的设计、生成等等环节，以提高核电应用的安全使用性。

公开(公告)号：CN110322976A

公开(公告)日：2019-10-11

申请号：CN201910721349.7

申请日：2019-08-06

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 杨戴博 ,  陈乐 ,  李文平 ,  黄有骏 ,  龚禾林 ,  刘启伟 ,  王金雨 ,  谢运利 ,  李向阳 ,  刘余 ,  田宇

IPC: G21C17/00 ,  G21C17/02 ,  G21C17/038 ,  G06F17/50

Abstract: 本发明公开了一种用于反应堆LPD和DNBR在线保护和监测的实现方法，包括：采集自给能探测器SPND的实测电流，和反应堆主冷却剂系统的各项实测运行参数；将采集的数据分别传输给上层计算单元和下层计算单元；上层计算单元和下层计算单元进行LPD在线计算和DNBR在线计算；上层计算单元的计算精度高于下层计算单元的计算精度；基于下层计算单元的LDP和DNBR计算结果，向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号，实现LPD和DNBR保护功能；基于上层计算单元的LDP和DNBR计算结果，实现对反应堆运行状况的监测。通过该方法实现在线监测堆芯各燃料组件轴向各段的LPD和DNBR分布，向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号，从而提高核电厂运行的安全性和经济性。

公开(公告)号：CN107675024A

公开(公告)日：2018-02-09

申请号：CN201710959111.9

申请日：2017-10-16

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 戴训 ,  程竹青 ,  王朋飞 ,  陈乐 ,  李顺平 ,  陈勇 ,  孙超

IPC: C22C16/00 ,  C22F1/18

CPC classification number: C22C16/00 ,  C22F1/186

Abstract: 本发明公开了一种含钒的锆锡合金及其制备方法，解决了在压水堆中，现有锆锡合金耐疖状腐蚀性能不够理想的问题。本发明按重量百分含量计，包括以下组成成分：Sn：0.3～0.7％，Fe：0.4～0.8％，Cr：0.05～0.35％，V：0.1～0.5％，Mo：0.008～0.1％或/和Ni：0.008～0.1％，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质。本发明在Zr-Sn合金基础上，针对含氧水质条件，将Sn含量控制在中等水平，同时调整过渡金属元素Fe、Cr、V、Mo、Ni的含量至适当水平，通过配比的优化调整后本发明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、抗辐照生长性能等优点。

公开(公告)号：CN106987780A

公开(公告)日：2017-07-28

申请号：CN201710389961.X

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 张瑞谦 ,  王辉 ,  陈乐 ,  潘钱付 ,  陈勇 ,  刘超红 ,  王晓敏

IPC: C22C38/06 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26 ,  C22C38/02 ,  C22C38/28 ,  C22C38/04 ,  C21D1/26 ,  C21D8/02 ,  C21D6/00

CPC classification number: C22C38/06 ,  C21D1/26 ,  C21D6/002 ,  C21D6/005 ,  C21D6/008 ,  C21D8/0226 ,  C21D8/0247 ,  C22C38/005 ,  C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26 ,  C22C38/28

Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：2～3.5％，Nb：1～2.5％，Si：0.1～0.5％，Zr：0～0.5％，Mn：0～0.05％，La+Ce或La+Y：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。

公开(公告)号：CN103421986A

公开(公告)日：2013-12-04

申请号：CN201210165125.0

申请日：2012-05-24

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 龙冲生 ,  韦天国 ,  栾佰峰 ,  王雯 ,  苗志 ,  陈乐 ,  刘云明 ,  梁波 ,  蒋明忠

IPC: C22C16/00 ,  C22F1/18

Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，由Zr、Cr、Mo、Fe组成；Cr的重量百分比含量为0.6%-1.0%，Mo的重量百分比含量为0.1%-0.6%，Fe的重量百分比含量为0.2%-0.5%，余量为Zr。本发明还提供一种锆合金材料的制备方法，热轧温度650℃-730℃；退火温度600℃-650℃；再结晶退火处理的温度600℃-650℃。本发明提供的锆合金与常规锆合金相比组织上具有密集、细小、均匀分布的第二相粒子，在350℃下的其屈服强度和抗拉强度分别约200MPa、310MPa，在500℃/10.3MPa高温水蒸汽中腐蚀500h后，其腐蚀增重低于90mg/dm2。

公开(公告)号：CN203287253U

公开(公告)日：2013-11-13

申请号：CN201320349985.X

申请日：2013-06-19

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 肖红星 ,  梁波 ,  龙冲生 ,  陈乐

IPC: G01N3/08 ,  G01N3/02

Abstract: 本实用新型公开了一种用于材料高温压缩蠕变实验的装置，包括两个U型底座，U型底座包括两个侧臂、以及连接在两个侧壁的横臂，U型底座两个侧臂之间的距离大于U型底座横臂的宽度，两个U型底座的开口相反且两个横臂处于相互垂直状态，在两个横臂相对的面设置有垫片。本实用新型采用拉伸的方法进行了金属合金材料在25～800℃的条件下的压缩蠕变实验；直接替换持久拉伸蠕变试验机上的样品夹具，所有实验参数与拉伸实验参数相同，直接进行各种温度下的压缩蠕变实验，改造较小，易于实现。