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公开(公告)号：CN112851835A
公开(公告)日：2021-05-28
申请号：CN202110261256.8
申请日：2021-03-10
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种制备强酸性钠型树脂的装置，包括转型溶液罐、树脂制备床、回收溶液罐和树脂收集槽，转型溶液罐的输出端通过泵分别连接树脂制备床的进水口和回收溶液罐的输入端，回收溶液罐的输出端通过泵与转型溶液罐的输入端相连接，树脂制备床的出水口与转型溶液罐相连接，树脂制备床的输出端与树脂收集槽相连接，在树脂制备床的进水口和出水口分别设置有在线pH计和在线电导率表；与现有技术相比，能快速发生中和离子交换反应的NaOH溶液针对强酸阳树脂进行钠型基团转型，反应彻底以保障大于99.9％的钠型转型率，反应速度快，且不损伤树脂，以提升树脂制备效率和安全性，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN116240456A
公开(公告)日：2023-06-09
申请号：CN202211664852.1
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/60 , C22C38/44 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/42 , C22C38/50 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02 , B22D11/00 , C22C33/04
Abstract: 本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板及其制造方法，钢板包含如下成分，C：0.07％‑0.15％；Si：0.1％‑1.0％；Mn：0.3％‑1.00％；P≤0.010％；S：0.02％‑0.06％；Ni：0.5％‑2.0％；Cr：12％‑15％；Mo：0.02％‑0.10％；N：0.03％‑0.15％；Als：0.01％‑0.20％；B：0.0001％‑0.0011％；Cu：0.01％‑0.2％；ZrO2：0.0001％‑0.0010％。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺，开轧温度：1100‑1200℃，终轧温度：950‑1050℃；淬火温度900℃～1050℃，保温时间1‑6min/mm；回火温度680℃～780℃，保温时间1‑10min/mm。钢板不仅具有良好的室温力学性能和高温力学性能，完全可以满足三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢的要求，该马氏体不锈钢中厚板主要适用于高强韧性支承部件。
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公开(公告)号：CN116219279A
公开(公告)日：2023-06-06
申请号：CN202211665196.7
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
Abstract: 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.12～0.17％；Si：0.6～0.8％；Mn：1.2～1.6％；P≤0.010％；S≤0.003％；Ni：0.2～0.4％；Cr：0.65～0.8％；Mo：0.2～0.5％；V：0.06～0.09％；Al：0.05～0.08％；B：0.0005～0.0009％；Zr：0.005～0.009％。[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺，钢板室温拉伸强度＞710MPa，屈服强度≥630MPa，断后伸长率≥20％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢，且生产工艺稳定、简练，适合工业批量化生产。
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公开(公告)号：CN113024696B
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202110261244.5
申请日：2021-03-10
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种制备强酸性钠型树脂的方法，与现有技术相比，能快速发生中和离子交换反应的NaOH溶液针对强酸阳树脂进行钠型基团转型，反应彻底以保障最终该产品的大于99.9％的钠型转型率，反应速度快，以提升树脂制备效率；采用转型化学品浓度从低到高分步与树脂反应实现转型，待基团反应超过50％以后再接触高浓度碱液，避免了初期过高碱浓度下树脂快速中和离子交换反应导致的剧烈体积收缩和反应放热，避免树脂破碎和产生裂纹，从而进一步避免了转型过程树脂损失、需要进一步后处理、运行中压差高、堵塞水帽、泄漏至回路引起腐蚀等问题，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN116219279B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202211665196.7
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
Abstract: 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.12～0.17％；Si：0.6～0.8％；Mn：1.2～1.6％；P≤0.010％；S≤0.003％；Ni：0.2～0.4％；Cr：0.65～0.8％；Mo：0.2～0.5％；V：0.06～0.09％；Al：0.05～0.08％；B：0.0005～0.0009％；Zr：0.005～0.009％。[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺，钢板室温拉伸强度＞710MPa，屈服强度≥630MPa，断后伸长率≥20％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢，且生产工艺稳定、简练，适合工业批量化生产。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116121646B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202211665169.X
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
Abstract: 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
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公开(公告)号：CN116121645B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202211664961.3
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.10～0.14％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.9～2.3％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.41～0.60％；Mo：0.96～1.20％；V：0.06～0.09％；Ti：0.02～0.04％；Al：0.04～0.07％；N：0.007～0.01％；[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理，钢板室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；‑45℃冲击功≥200J；TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能，满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。
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公开(公告)号：CN116121646A
公开(公告)日：2023-05-16
申请号：CN202211665169.X
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
Abstract: 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
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公开(公告)号：CN115341126A
公开(公告)日：2022-11-15
申请号：CN202211128393.5
申请日：2022-09-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种耐高温中子慢化及吸收一体化复合屏蔽钇基合金材料，其特征在于，所述钇基合金材料的主要成分按照如下质量百分比(％)组成：B：0.05～10.0％，Cr≤10.0％或Al≤10.0％；其余成分为钇和不可避免的杂质；所制备的钇基合金材料的晶粒大小在10～50μm。所述耐高温中子慢化及吸收一体化复合屏蔽钇基合金材料的制备方法，包括如下步骤：a.采用特种真空冶炼工艺，在原料配料时，主要原料成分按照如下质量百分比(％)组成进行原料配料：B：0.05～10.0％，Cr≤10.0％或Al≤10.0％，其余成分为钇和不可避免的杂质。将配料后称量的全部原料进行特种冶炼，得到合金熔体，并浇铸成型；b.将上所述步骤a中制备的合金铸锭依次经热锻或热压、热轧、冷轧、退火及氢化等工艺，最终制得耐高温中子慢化及吸收一体化复合屏蔽钇基合金材料板材。
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公开(公告)号：CN111394547B
公开(公告)日：2022-05-17
申请号：CN202010194175.6
申请日：2020-03-19
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C21D1/25 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D9/00 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/06 , C22C38/42 , C22C38/44 , C22C38/60 , G21C13/087
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.15％‑0.20％；Si：0.15％‑0.30％；Mn：0.80％‑1.30％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.65％‑1.10％；Cr：0.10％‑0.30％；Mo：0.15％‑0.40％；Cu：0.15％‑0.20％；Alt：0.02％‑0.04％；Sn≤0.005％；Sb≤0.0007％；As≤0.008％；Pb≤0.0005％，[o]≤8ppm，[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理；本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后，不同状态下均具有良好的强韧性。
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