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公开(公告)号：CN115541406A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211170999.5
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
Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变内压及变形测量装置，包括高温真空炉，所述高温真空炉上还安装有两夹具，两夹具用于将布置于高温真空炉内的待测试的包壳管夹持固定；内压控制模块，所述内压控制模块与待测试的包壳管连接，用于对包壳管内部进行增压；3D蠕变测量模块，所述3D蠕变测量模块用于测量包壳管在经内压控制模块对其内部进行增压时的径向变形量。本发明基于3D蠕变测量模块，可实现对包壳管的轴向、径向变形量的非接触式实时测量，相比常规的接触式测量方式，可消除因包壳管震动而影响测量精度的问题，进而提高测量精度。
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公开(公告)号：CN112404816B
公开(公告)日：2022-06-17
申请号：CN202011247338.9
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23K37/00 , B23K37/04 , B23K37/047
Abstract: 本发明公开了一种十字形工件组装焊接装置，包括安装基体和支座，安装基体上表面开设有竖向贯通的通槽，通槽的长度延伸方向与安装基体的长度方向同向，通槽沿安装基体的高度方向贯穿安装基体；安装基体的侧面设有若干螺纹孔，螺纹孔的轴线方向与安装基体的高度方向垂直，且螺纹孔与通槽连通；螺纹孔上旋接有顶紧螺栓；安装基体的上表面位于通槽宽度方向的两侧均可拆卸安装有压板；安装基体的上表面设有若干组桥形组件，每组桥形组件包括两个桥形限位件，两个桥形限位件对称分布于通槽宽度方向的两侧，且在通槽上方断开；每个桥形限位件上均设有压紧件。本发明装置能够实现一种十字形工件的高精度组装，并能控制十字形工件焊接成型过程中的变形。
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公开(公告)号：CN111610012B
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202010500821.7
申请日：2020-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00 , G01N3/18 , G01T7/00 , G21C17/003 , G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种辐照监督管试验装置及使用方法，该试验装置包括高温高压釜、固定装置、增压装置、真空装置、加热装置、气体预热装置、自动控制系统，高温高压釜包括釜体和釜盖，釜体呈水平放置的圆柱状腔室，釜体一侧开口、一侧封闭，釜盖与釜体密封固定连接，辐照监督管通过固定装置安装在釜体内部；使用真空装置将釜体内的密封空间抽取到一定真空度后，使用增压装置采用预热后的氦气对釜体内腔进行加压处理，达到一定的压力后打开加热装置，以达到20MPa、300℃的试验条件。本发明在行业内首次提出了采用高温高压釜来进行辐照监督管高温高压模拟试验；本发明装置，方便辐照监督管取放，能够便于人工操作或者实现自动化控制。
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公开(公告)号：CN112404816A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011247338.9
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23K37/00 , B23K37/04 , B23K37/047
Abstract: 本发明公开了一种十字形工件组装焊接装置，包括安装基体和支座，安装基体上表面开设有竖向贯通的通槽，通槽的长度延伸方向与安装基体的长度方向同向，通槽沿安装基体的高度方向贯穿安装基体；安装基体的侧面设有若干螺纹孔，螺纹孔的轴线方向与安装基体的高度方向垂直，且螺纹孔与通槽连通；螺纹孔上旋接有顶紧螺栓；安装基体的上表面位于通槽宽度方向的两侧均可拆卸安装有压板；安装基体的上表面设有若干组桥形组件，每组桥形组件包括两个桥形限位件，两个桥形限位件对称分布于通槽宽度方向的两侧，且在通槽上方断开；每个桥形限位件上均设有压紧件。本发明装置能够实现一种十字形工件的高精度组装，并能控制十字形工件焊接成型过程中的变形。
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公开(公告)号：CN111610012A
公开(公告)日：2020-09-01
申请号：CN202010500821.7
申请日：2020-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00 , G01N3/18 , G01T7/00 , G21C17/003 , G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种辐照监督管试验装置及使用方法，该试验装置包括高温高压釜、固定装置、增压装置、真空装置、加热装置、气体预热装置、自动控制系统，高温高压釜包括釜体和釜盖，釜体呈水平放置的圆柱状腔室，釜体一侧开口、一侧封闭，釜盖与釜体密封固定连接，辐照监督管通过固定装置安装在釜体内部；使用真空装置将釜体内的密封空间抽取到一定真空度后，使用增压装置采用预热后的氦气对釜体内腔进行加压处理，达到一定的压力后打开加热装置，以达到20MPa、300℃的试验条件。本发明在行业内首次提出了采用高温高压釜来进行辐照监督管高温高压模拟试验；本发明装置，方便辐照监督管取放，能够便于人工操作或者实现自动化控制。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106987780B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710389961.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/04 , C21D1/26 , C21D8/02 , C21D6/00
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。
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公开(公告)号：CN107417234A
公开(公告)日：2017-12-01
申请号：CN201710849612.1
申请日：2017-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C04B28/24 , C04B38/0045 , C04B2111/00862 , C04B2201/32 , C04B14/34 , C04B14/42 , C04B14/30
Abstract: 本发明公开了具有γ辐照屏蔽性能的气凝胶保温隔热材料及其制备方法，解决了现有技术中未见能够同时克服玻璃棉缺陷并达到γ辐照屏蔽功能的保温材料的问题。本发明包括制备好二氧化硅溶胶，然后将γ射线吸收体加入到二氧化硅溶胶中混合均匀后制成二氧化硅溶胶基料；在模具内平铺好纤维增强材料，将制备好的二氧化硅溶胶基料倾倒于模具中，当二氧化硅溶胶基料将纤维增强材料完全浸润后获得湿凝胶复合材料，进行合模、定型、拆模，然后将模具中的湿凝胶复合材料取出放置到溶剂置换装置中进行溶剂置换，最后取出干燥即制成保温隔热材料；γ射线吸收体的加入量为保温隔热材料重量的2wt～20wt％。本发明具有隔热性能良好、γ辐照屏蔽功能优异等效果。
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公开(公告)号：CN107142421A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710390429.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/48
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核电燃料元件用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料均无法满足作为适用于燃料元件包壳、格架等堆芯结构体用要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.3wt％Ta、0.1～0.3wt％V，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN106737878A
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201710025283.9
申请日：2017-01-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B25J21/02 , C03B23/057
CPC classification number: B25J21/02 , C03B23/057
Abstract: 本发明公开了一种核电站温度探测器的真空充氦封装装置及封装方法，装置包括手套箱、真空系统、充氦系统、夹持石英玻璃管的夹持装置、对石英玻璃管密封部位进行加热的激光加热系统，真空系统和充氦系统均与手套箱内部连通；夹持装置位于手套箱内；激光加热系统部分伸入手套箱内。本发明采用能量高度集中的激光在确保温度探测丝不发生熔化的前提下对石英玻璃管进行加热熔化，克服了常规密封方法中合金丝会熔化的问题；真空系统、充氦系统和手套箱能够确保充氦前石英玻璃管内的真空度、充氦后石英玻璃管内氦气的压力，并能防止石英玻璃管密封时氦气泄漏。
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公开(公告)号：CN103898367A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579019.7
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种用于核动力反应堆堆芯结构材料的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.25，Fe：0.30-0.50，Cr：0.20-0.30，As或Sb或Bi：0-0.1，Si或S：0-0.03，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006；余量为锆。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，既改善了合金的耐腐蚀性能，又改善了合金的力学性能及抗辐照性能，可以满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。这种合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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