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公开(公告)号：CN116612838A
公开(公告)日：2023-08-18
申请号：CN202310549513.7
申请日：2023-05-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种锆合金氧化膜应力及开裂的计算方法、装置和设备，本发明属于锆合金腐蚀动力学技术领域；方法包括基于统计物理和脆性材料统计强度原理，建立锆合金氧化膜应力统计模型和锆合金氧化膜开裂统计模型；采用所述锆合金氧化膜应力统计模型和锆合金氧化膜开裂统计模型计算锆合金氧化膜应力及开裂情况。本发明从氧化膜的生长触发，基于统计物理和脆性材料统计强度原理，建立锆合金氧化膜应力与开裂的统计模型，获得氧化膜应力与开裂行为的变化规律，为锆合金腐蚀动力学奠定了坚实的基础。
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公开(公告)号：CN110055496B
公开(公告)日：2021-05-04
申请号：CN201910517214.9
申请日：2019-06-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种在核用锆合金基底表面制备Cr涂层的制备工艺，对锆合金基底进行研磨，最后使用抛光膏在金相抛光机上进行抛光处理，打磨光滑后，对锆合金片表面油污进行清洗；置于超高真空磁控溅射设备的真空炉腔内，待真空度达到本底真空2×10‑4Pa后，通入气体用偏压反溅清洗10分钟；待基片表面反溅清洗完成后，采用射频电源将Cr靶迅速起辉后，关闭挡板，对靶材表面进行预溅射10分钟，去除表面氧化物或吸附杂质；打开Cr靶挡板进行沉积Cr涂层；在不关闭真空系统条件下，锆合金随炉冷却至100℃以下，进行去应力和矫正变形处理。本发明采用的磁控溅射技术在核用锆合金基底上沉积强结合力、高厚度Cr涂层。
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公开(公告)号：CN108796454B
公开(公告)日：2020-08-04
申请号：CN201810736912.3
申请日：2018-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用锆包壳表面金属涂层PVD制备工艺，解决了现有技术制备出的涂层在涂层厚度、结合力、孔隙率上均达不到核反应堆包壳涂层材料的要求，无法应用到核反应堆包壳涂层材料的制备上的问题。本发明包括(1)对锆包壳基体进行表面前处理；(2)对锆包壳基体表面进行离子清洗；(3)在Ar气氛下，开启Cr弧靶，在锆包壳基体上形成Cr基础层；(4)调整弧电流、偏压、占空比，沉积120S～180S后形成Cr过渡层；(5)调整弧电流、偏压、占空比，沉积2h以上形成Cr超厚涂层；(6)关闭弧源，降温至80℃以下即可。本发明膜基结合力≥80N，涂层结晶度大于95％，锆基体晶粒度﹥9级，涂层锆包壳的耐腐蚀和抗高温氧化能力得到明显提高。
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公开(公告)号：CN110055496A
公开(公告)日：2019-07-26
申请号：CN201910517214.9
申请日：2019-06-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种在核用锆合金基底表面制备Cr涂层的制备工艺，对锆合金基底进行研磨，最后使用抛光膏在金相抛光机上进行抛光处理，打磨光滑后，对锆合金片表面油污进行清洗；置于超高真空磁控溅射设备的真空炉腔内，待真空度达到本底真空2×10-4Pa后，通入气体用偏压反溅清洗10分钟；待基片表面反溅清洗完成后，采用射频电源将Cr靶迅速起辉后，关闭挡板，对靶材表面进行预溅射10分钟，去除表面氧化物或吸附杂质；打开Cr靶挡板进行沉积Cr涂层；在不关闭真空系统条件下，锆合金随炉冷却至100℃以下，进行去应力和矫正变形处理。本发明采用的磁控溅射技术在核用锆合金基底上沉积强结合力、高厚度Cr涂层。
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公开(公告)号：CN104977336B
公开(公告)日：2017-10-24
申请号：CN201510376679.9
申请日：2015-07-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N27/26 , G01N27/416
Abstract: 本发明公开了一种量化测定氧化膜微观缺陷的方法，通过测定氧化膜的纯电子传导电流或电阻和离子向氧化膜中迁移形成的电流或阻抗，由离子迁移电流或阻抗与纯电子传导电流或电阻的差异及其数值，来量化表征氧化膜中的微观缺陷。本发明的有益效果是：本发明的方法能客观量化表征氧化膜微观缺陷的情况，如缺陷尺度、分布密度等，而不只是定性地了解，能反映出微观缺陷在宏观尺度(10mm)上的分布情况；本方法不需要制样，可在样品上直接测量，方便快捷，避免了制样过程造成的影响及人为因素的影响。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113355561B
公开(公告)日：2023-01-24
申请号：CN202110625981.9
申请日：2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域，公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料，按重量百分含量计，包括如下各成分：Sn 0.5～1.2％，Fe 0.2～0.4％，Cr 0.05～0.25％，Ta 0.05～0.5％，O0.06～0.16％，余量为Zr和其他杂质，还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素，细化了合金材料的第二相粒子尺寸，改善了第二相粒子的分布均匀性，抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能，大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性，在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高，可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。
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公开(公告)号：CN108796454A
公开(公告)日：2018-11-13
申请号：CN201810736912.3
申请日：2018-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用锆包壳表面金属涂层PVD制备工艺，解决了现有技术制备出的涂层在涂层厚度、结合力、孔隙率上均达不到核反应堆包壳涂层材料的要求，无法应用到核反应堆包壳涂层材料的制备上的问题。本发明包括(1)对锆包壳基体进行表面前处理；(2)对锆包壳基体表面进行离子清洗；(3)在Ar气氛下，开启Cr弧靶，在锆包壳基体上形成Cr基础层；(4)调整弧电流、偏压、占空比，沉积120S～180S后形成Cr过渡层；(5)调整弧电流、偏压、占空比，沉积2h以上形成Cr超厚涂层；(6)关闭弧源，降温至80℃以下即可。本发明膜基结合力≥80N，涂层结晶度大于95％，锆基体晶粒度﹥9级，涂层锆包壳的耐腐蚀和抗高温氧化能力得到明显提高。
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公开(公告)号：CN107699739A
公开(公告)日：2018-02-16
申请号：CN201710958708.1
申请日：2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐疖状腐蚀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：0.6～1.5％，Fe：0.05～0.6％，Cr：0.1～0.45％，V：0.05～0.25％和/或Ni：0.02～0.08％，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、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。
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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
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。
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公开(公告)号：CN113355561A
公开(公告)日：2021-09-07
申请号：CN202110625981.9
申请日：2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域，公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料，按重量百分含量计，包括如下各成分：Sn 0.5～1.2％，Fe 0.2～0.4％，Cr 0.05～0.25％，Ta 0.05～0.5％，O0.06～0.16％，余量为Zr和其他杂质，还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素，细化了合金材料的第二相粒子尺寸，改善了第二相粒子的分布均匀性，抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能，大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性，在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高，可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。
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