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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：CN107236904A
公开(公告)日：2017-10-10
申请号：CN201710389967.7
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 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。
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公开(公告)号：CN107177780A
公开(公告)日：2017-09-19
申请号：CN201710390479.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核燃料组件包壳材料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，V，Ga，Ce，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16.1％～20.5％，Mo、Nb、Zr及V合金元素的总重量百分比含量为3.1％～6.2％。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：CN106987780A
公开(公告)日：2017-07-28
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
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D6/002 , C21D6/005 , C21D6/008 , C21D8/0226 , C21D8/0247 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
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：CN105543559A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201610001960.9
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动力压水堆用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.05-0.25%，Nb：1.05-1.35%，Fe：0.15-0.45%，Cr：0.02-0.2%，Cu：0.02-0.2%，V或Bi：0-0.2%，Ni或Al：0-0.2%，O：0.06-0.16%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。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元素成分，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特别是在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：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：CN115508190A
公开(公告)日：2022-12-23
申请号：CN202211203407.5
申请日：2022-09-29
Applicant: 深圳市万斯得自动化设备有限公司 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变高温夹具，包括两夹紧机构，每一夹紧机构均包括一安装壳体；每一安装壳体的一端还均开设一连接孔，包壳管的两端分别插设于一连接孔内；其中一所述安装壳体的内部沿其轴向还开设一与连接孔连通的通气流道，且该安装壳体的外壁还设有与通气流道连通的通气接口；每一连接孔内还均安装一套设于包壳管外壁的密封件；每一安装壳体设有连接孔的一端还固定连接一连接环，且每一连接环内还均安装一套设于包壳管外壁的压紧组件，压紧组件用于将密封件压紧限位于连接孔内。本发明采用了分体的设计，可有利于试验动态拉压过程中，不会导致密封件松脱、掉落，进而保证试验的稳定性。
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公开(公告)号：CN115132378A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210799511.9
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 路怀玉 , 唐昌兵 , 李垣明 , 黄永忠 , 余红星 , 柴晓明 , 李文杰 , 张瑞谦 , 潘小强 , 邱玺 , 李权 , 张坤 , 高士鑫 , 辛勇 , 青涛 , 郭子萱 , 殷明阳 , 王严培
Abstract: 本发明公开了一种采用ODS不锈钢基的弥散微封装棒状燃料元件及反应堆，包括基体和多重包覆结构燃料颗粒，所述基体内部设置有多个用于容纳所述多重包覆结构燃料颗粒的燃料空腔，所述多重包覆结构燃料颗粒设置在所述燃料空腔内；所述多重包覆结构燃料颗粒包括：燃料核心及包覆在所述燃料核心外侧的无燃料层；本发明通过将多个多重报复结构燃料颗粒设置在基体内的燃料空腔内，从而省去了燃料元件无包壳，避免了芯块‑包壳力学相互作用，结构简单，能够节省堆芯空间，减少传热间隙，有效降低燃料运行温度，包容裂变产物能力强，宏观辐照肿胀量低、抗高温失效能力强，安全性高，适用于高温反应堆对堆芯小型化、高温高固有安全性的要求。
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公开(公告)号：CN112941407B
公开(公告)日：2022-07-01
申请号：CN202110109344.6
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/28 , C22C33/02 , B22F3/15 , B22F3/20 , B22F3/24 , B22F5/10 , B22F9/04 , C21D8/10 , C21D1/26
Abstract: 本发明公开了反应堆用纳米氧化物强化铁素体钢、管材及其制备方法，解决了现有的ODS钢的性能无法进一步满足更高要求的热管式反应堆的特定环境对结构材料的要求，同时ODS钢材现有的加工方式受到ODS钢材的加工性能的局限，不利于制造热管式反应堆中的管材的技术问题。本发明的纳米氧化物强化铁素体钢的原料组分如下：Cr：12～15％，W：1～5％，Ti：0.2～0.8％，Si：0.1～0.6％，Zr：0.3～0.8％，Y2O3：0.2～0.7％，Fe：余量。本发明的纳米氧化物强化铁素体钢具有力学性能及抗辐照肿胀能力好以及实现材料的近净成型等优点。
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公开(公告)号：CN110483055B
公开(公告)日：2021-09-28
申请号：CN201910727806.3
申请日：2019-08-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C04B35/577 , C04B35/80 , C04B35/628
Abstract: 本发明公开了一种含共沉积复相界面的SiCf/SiC复合材料制备方法，包括以下步骤：采用CVI工艺对SiC纤维预制体进行界面沉积，以丙烯为碳源气体、以三氯甲基硅烷为碳化硅源气体进行共沉积；载气为氢气，稀释气体为氩气和氢气；利用CVI工艺对完成界面沉积的SiC纤维预制体进行SiC基体沉积，碳化硅源气体为三氯甲基硅烷，载气为氢气，稀释气体为氩气和氢气。制备获得的SiCf/SiC复合材料，在纤维与基体之间为PyC‑SiC复相界面，PyC‑SiC复相界面是共沉积形成的、由SiC纳米晶和热解炭相PyC组成的复相界面。本发明提供的制备方法，主要包括利用CVI共沉积制备PyC‑SiC复相界面以及SiC基体的致密化两个主要步骤，界面制备更容易控制且制备效率也更高；所制备的SiCf/SiC复合材料的强韧性得到进一步提高。
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