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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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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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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN102952966A
公开(公告)日：2013-03-06
申请号：CN201210441337.7
申请日：2012-11-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种铋黄铜合金材料，由锌、铋、钛、硒和铜构成，按质量百分比计，锌占35.0﹪～45.0﹪，铋占0.4﹪～1.5﹪，钛占0.3﹪～0.9﹪，硒占0.05﹪～0.5﹪，余量为铜。本发明还公开了上述铋黄铜合金材料的制备工艺和热冲压工艺。本发明公开的铋黄铜所含合金元素少，制备方法简单，制备的铋黄铜的力学性能、切削性能和热加工性能良好；采用热冲压的工艺将铸件直接冲压成各种型号的管接头，提高了管接头的致密性，并简化了工艺、提高了生产效率，降低了生产成本。
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公开(公告)号：CN102114508B
公开(公告)日：2013-01-02
申请号：CN200910216981.2
申请日：2009-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种制造核电站24KW稳压器变断面发热体的辊压模具，包括辊模A(1)、辊模B(2)、盖板(3)、压板(4)、压下手轮(5)、支撑板(6)、轴承套(8)和框架(10)等部件，其中辊模A和辊模B为多组圆柱体中部开有一圈截面为半圆形或半椭圆形凹槽的辊模，使用时根据加工对象的尺寸要求，依次使用半圆形直径或半椭圆形短轴长度逐渐减小的多套辊模A和辊模B辊压。通过本发明可以制造出满足核电站24Kw稳压器使用要求的表面质量、尺寸要求、伸长率和过渡段密合度检查的变断面发热体，完全达到国外同类产品的相关技术要求。
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公开(公告)号：CN1949398A
公开(公告)日：2007-04-18
申请号：CN200610022231.8
申请日：2006-11-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开一种钴芯块成型模具，主要由橡胶模与钢模组成；在上下贯通的钢模内，装有外壁与钢模内壁接触的橡胶模，橡胶模各孔洞内填装钴粉，孔洞顶部与底部开口处装有上、下塞块，在橡胶模的顶面与底面上装有上、下缓冲垫，在两个缓冲垫的顶面与底面上装有上、下模冲，在下模冲底部安装承压座；制备钴芯块工艺包括：按重量取钴粉∶聚乙烯醇＝100∶0.2～0.3，再将聚乙烯醇溶于去离子水并与钴粉混合成湿粉末；将湿粉末在80～100℃真空烘烤20～25个小时；用12～15MPa压力把烘干粉末压制成块，再粉碎成粒度小于0.18mm的钴粉；在模具中加压钴粉并在H2气氛中高温烧结，经酸洗、碱洗，镀镍处理而成；优点是模具结构与钴芯块制备工艺简单，提高了成型钴芯块的成品率。
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