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公开(公告)号：CN110102924B
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN201910505921.6
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于控制校正大型箱体结构件角焊缝变形的方法，包括：将箱体围板通过高能束打底焊接箱体，然后通过传统的焊接对打底焊接处进行填充焊接；计算变形状态下焊缝及其预设范围内的区域产生的应力值，并计算施加热源后焊缝及其预设范围内的区域产生的应力状态；确定焊缝内部自熔所需施加的第一温度场，施加第一温度场用于消除箱体围板中间部分朝箱体外的变形量；确定焊缝外表面自熔施加的第二温度场，施加第二温度场用于用于消除箱体中间部分朝箱体内的变形量，本方法可有效保证箱体结构件的尺寸稳定性，明显校正焊接变形；利用有限元计算手段研究大型箱体结构件角焊缝变形机理，实现研发成本更低，效率更高。
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公开(公告)号：CN111912777A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010680562.0
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/02
Abstract: 本发明公开了一种高温高压电化学实验用样品固定装置及其安装方法，固定装置包括固定圆盘、薄管样品固定夹具和薄片样品固定夹具；固定圆盘上设置有若干竖向螺纹通孔，等间距分布在投影位置四周；薄管样品固定夹具包括定位螺柱，以及铂筒对电极和管状工作电极，铂筒对电极和管状工作电极呈同心布置；薄片样品固定夹具包括定位螺柱，以及片状工作电极和铂片对电极，定位螺柱的顶部可拆卸式设置有定位样品夹，片状工作电极和铂片对电极可拆卸式安装在定位样品夹上，片状工作电极和铂片对电极对称分布在定位螺柱两侧。本发明解决了高压釜中进行电化学实验时电力线不均匀、重复性差、管材样品测试信号不完整以及无法同时对样品进行多通道测试的问题。
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公开(公告)号：CN110085337B
公开(公告)日：2020-09-08
申请号：CN201910418649.8
申请日：2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种UO2‑ZrO2陶瓷燃料显微组织分析用样品的制备方法，所述显微组织分析用样品采用氟化氢铵和高纯去离子水的混合溶液作为蚀刻剂，所述氟化氢铵和高纯去离子水的配比为1g:1ml；将所述混合溶液用于蚀刻UO2‑ZrO2陶瓷燃料，蚀刻后UO2‑ZrO2陶瓷燃料用于显微组织分析。本发明可以很好地显示出新型、高性能UO2‑ZrO2陶瓷燃料芯块清晰的显微组织，特别是晶粒形貌和晶界轮廓，为优化UO2‑ZrO2陶瓷燃料的制备工艺和性能改进奠定了基础；且工艺技术路线简单，工艺参数易于控制，对工艺设备和相关实验器皿无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN105568057B
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201610001967.0
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2‑0.6%，Nb：0.1‑0.4%，Fe：0.35‑0.65%，Cr：0.1‑0.3%，Mo：0.05‑0.25%，Ge或Bi或V：0‑0.4%，Mn或Cu：0‑0.25%，O：0.06‑0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及杂质。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。由这种原型合金制备的产品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。
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公开(公告)号：CN110496968A
公开(公告)日：2019-11-26
申请号：CN201910886484.7
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种锆合金粉末的制备方法，包括以下步骤：(A)装炉，雾化炉内抽真空并置换惰性气体；(B)熔炼及雾化制粉，加热锆合金棒至锆合金棒的底端熔化形成熔融液滴，利用惰性雾化气体击碎所述熔融液滴形成锆合金粉末；(C)筛分，在保护气氛下筛分得到粒度符合要求的锆合金粉末；(D)真空热处理，在真空热处理炉中热处理步骤(E)中筛分得到的锆合金粉末，得到氢含量低于25μg/g的锆合金粉末；(E)出炉封装。本发明通过在筛分后引入真空热处理步骤处理锆合金粉末，能够显著地降低锆合金粉末的氢含量，满足核纯级的成分要求，且显著改善锆合金粉末的流动性，制得的锆合金粉末可直接应用于3D打印工艺制造包壳等核电站燃料组件相关部件。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110031313A
公开(公告)日：2019-07-19
申请号：CN201910445850.5
申请日：2019-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了用于评价T型结构力学性能的试验装置及方法，针对T型结构或焊缝的结构特点，采用工装将标准试验机拉力的方向转换为单向拉伸或剪切力，可对焊缝的抗拉强度和剪切强进行测试，并获得力位移曲线或应力应变曲线。本发明的试验装置及方法使用方便，操作简单，通过载荷力方向的改变和平衡分配，在单向承载的状态下，真实的获得接头的抗拉和剪切强度，解决了现有技术中T型结构力学分析缺少标准试样、无法使用标准试验机进行试验的的问题，实现了能够对T型结构进行静载力学性能标准试验的目的。
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公开(公告)号：CN106872345B
公开(公告)日：2019-05-14
申请号：CN201710128122.2
申请日：2017-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了腐蚀试验的全自动安全控制系统，解决了现有技术中的安全控制系统无法保证超临界腐蚀试验长期稳定可靠进行的问题。本发明包括设置在腐蚀试验回路上且具有加热模块的高压釜，实现腐蚀试验回路内高压釜出口处试验介质冷却的热交换器，设置在热交换器的冷却水回路上的通断装置，以及控制通断装置和加热模块的控制系统，所述控制系统包括与加热模块连接的智能计时器模块，与加热模块通过磁环耦合的感生电流模块，连接在感生电流模块上的加热控制模块和延迟电路模块，以及控制加热控制模块、加热模块和通断装置通断的功能模块。本发明具有满足超临界水腐蚀试验的安全要求、保证超临界腐蚀试验长期稳定可靠的进行等优点。
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公开(公告)号：CN107304465A
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201610246460.1
申请日：2016-04-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料组件用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0.001-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。本发明通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使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。由这种原型合金制备的产品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。
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公开(公告)号：CN107142423A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710391070.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
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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公开(公告)号：CN104032233B
公开(公告)日：2016-09-14
申请号：CN201410227245.8
申请日：2014-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种奥氏体不锈钢，其成分重量百分比为：C：≤0.08%，Si：0.20%‑0.70%，Mn：0.50%‑1.50%，Ni：19.00%‑22.00%，Cr：23.00%‑25.00%,Mo：2.65%‑2.88%，P：＜0.005%，S：＜0.005%，Co：＜0.01%，余量为铁和杂质。本发明还公开了上述奥氏体不锈钢的制造工艺。本发明的不锈钢具有良好的蠕变性能、氧化性能、腐蚀性能等，具有良好的中子经济性和成本经济性，抗中子辐照肿胀性能良好，满足SCWR燃料包壳或堆内构件应用要求，为SCWR提供候选材料，此外，也可满足核反应堆温度、安全性、经济性不断提高的需要。
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