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公开(公告)号：CN102660699B
公开(公告)日：2014-02-12
申请号：CN201210150230.7
申请日：2012-05-16
Applicant: 上海大学 , 国核宝钛锆业股份公司
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种核电站燃料包壳用Zr-Sn-Nb-Fe-Si合金，属于锆合金材料技术领域。本发明的锆合金由下述wt%的成份组成：Sn0.3～1.0，Nb0.3～1.2，Fe0.1～0.5，Si0.005～0.08，余量为Zr。合金优选由下述成份组成：Sn0.4～0.7，Nb0.3～0.8，Fe0.2～0.4，Si0.008～0.03，余量为Zr。本发明的锆合金在两种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，优于ZIRLO合金，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
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公开(公告)号：CN102433465A
公开(公告)日：2012-05-02
申请号：CN201110419741.X
申请日：2011-12-14
Applicant: 国核宝钛锆业股份公司 , 上海大学
IPC: C22C16/00
Abstract: 一种含铋锆合金由下述wt％的成份组成：Sn 0.4～1.0，Nb 0.2～1.2，Fe 0.2～0.4，Cr 0.05～0.3，Bi 0.005～0.4，余量为Zr和不可避免的杂质。本发明在360℃/18.6MPa/0.01M LiOH水溶液、400℃/10.3MPa过热蒸汽两种水化学条件下腐蚀时都表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于ZIRLO合金。可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
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公开(公告)号：CN102660699A
公开(公告)日：2012-09-12
申请号：CN201210150230.7
申请日：2012-05-16
Applicant: 上海大学 , 国核宝钛锆业股份公司
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种核电站燃料包壳用Zr-Sn-Nb-Fe-Si合金，属于锆合金材料技术领域。本发明的锆合金由下述wt%的成份组成：Sn0.3～1.0，Nb0.3～1.2，Fe0.1～0.5，Si0.005～0.08，余量为Zr。合金优选由下述成份组成：Sn0.4～0.7，Nb0.3～0.8，Fe0.2～0.4，Si0.008～0.03，余量为Zr。本发明的锆合金在两种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，优于ZIRLO合金，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
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公开(公告)号：CN109856038B
公开(公告)日：2022-01-18
申请号：CN201910202699.2
申请日：2019-03-18
Applicant: 国核宝钛锆业股份公司
Abstract: 本发明公开了一种加速锆合金均匀腐蚀的试验方法，试验方法包括：步骤一，设置至少一组试验组，试验组包括第一组，第一组为多个制作工艺相同、牌号相同的锆合金，分别对应不同预设温度进行腐蚀试验；其中，在实验前对所述试验组进行；步骤二，间断地对试验组进行增重测量，得到增重数据，当增重数据小于一预设标准增重数据时，重复步骤二；当增重数据大于等于标准增重数据时，终止对应的试验组试验；步骤三，重复步骤二，直至所有试验组的试验终止；步骤四，检测各试验组的腐蚀状况，当腐蚀为均匀腐蚀时，获取增重速度最快的试验组对应的预设温度。这样实施可以得到一个准确的加速锆合金均匀腐蚀温度和有效的长期均匀腐蚀加速试验方法。
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公开(公告)号：CN109856038A
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201910202699.2
申请日：2019-03-18
Applicant: 国核宝钛锆业股份公司
Abstract: 本发明公开了一种加速锆合金均匀腐蚀的试验方法，试验方法包括：步骤一，设置至少一组试验组，试验组包括第一组，第一组为多个制作工艺相同、牌号相同的锆合金，分别对应不同预设温度进行腐蚀试验；其中，在实验前对所述试验组进行；步骤二，间断地对试验组进行增重测量，得到增重数据，当增重数据小于一预设标准增重数据时，重复步骤二；当增重数据大于等于标准增重数据时，终止对应的试验组试验；步骤三，重复步骤二，直至所有试验组的试验终止；步骤四，检测各试验组的腐蚀状况，当腐蚀为均匀腐蚀时，获取增重速度最快的试验组对应的预设温度。这样实施可以得到一个准确的加速锆合金均匀腐蚀温度和有效的长期均匀腐蚀加速试验方法。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107815527A
公开(公告)日：2018-03-20
申请号：CN201710903008.2
申请日：2017-09-29
Applicant: 浙江久立特材科技股份有限公司 , 上海大学
Abstract: 本发明公开了一种提高不锈钢管材的低∑CSL晶界比例的GBE工艺方法，将CN1515不锈钢管材冷轧加工30％～70％，然后在1020℃～1150℃退火5min～60min，然后以100℃/min的速度快速冷却；之后再对管材进行变形量为3％～15％的冷拔加工变形，然后在1020℃～1150℃退火3min～120min并以100℃/min的速度快速冷却至室温。可得到∑≤29的低∑CSL晶界比例高于70％的CN1515不锈钢管材。本工艺不仅不需改变材料的成分，而且与现有的同类工艺相比，既不需长时间退火，也不需要反复加工及退火，工艺更加简单，操作容易，具有十分明显的经济效益。
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公开(公告)号：CN103589910B
公开(公告)日：2016-05-25
申请号：CN201310398814.0
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种能用作压水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料含硫的锆铌铁合金，属于锆合金材料技术领域。该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.5%～1.5%Nb，0.03%～0.5%Fe，0.0005%~0.06%S，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.8%～1.0%Nb，0.07%～0.3%Fe，0.0015%~0.01% S或0.015%~0.06% S。本发明的锆合金在400℃/10.3 MPa过热蒸汽和360 ℃/18.6 MPa去离子水中表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-1Nb合金，且加工性好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN103993145A
公开(公告)日：2014-08-20
申请号：CN201410189167.7
申请日：2014-05-06
Applicant: 上海大学
IPC: C21D8/00
Abstract: 本发明涉及一种提高316、304等奥氏体不锈钢低ΣCSL晶界比例的工艺方法，它是将奥氏体不锈钢在1000℃～1200℃固溶热处理后；在300℃～900℃进行3%～20%的变形；进行再结晶退火，在1000℃～1200℃保温5min～1h，可得到含有高比例低ΣCSL晶界的奥氏体不锈钢。本工艺不需改变材料的成分，也不用添加额外的生产设备，工艺简单，容易实现，具有十分明显的经济效益。
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公开(公告)号：CN103451473A
公开(公告)日：2013-12-18
申请号：CN201310389785.1
申请日：2013-09-02
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电站燃料包壳用含铜含锗的锆合金，属于锆合金技术领域。该锆合金的组成以重量百分比计为：（1）0%～1.5%Sn，0.2%～1.2%Nb，0.01%～0.4%Fe，0～0.3%Cr，0.01%～0.5%Cu，0.01%～0.8%Ge，余量为Zr；（2）0.3%～1.2%Sn，0.2%～1%Nb，0.05%～0.4%Fe，0.01%～0.4%Cu，0.01%～0.5%Ge，余量为Zr；（3）0.2%～1.2%Nb，0.01%～0.4%Fe，0.01%～0.5%Cu，0.01%～0.8%Ge，余量为Zr。本发明的锆合金在3种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，优于Zr-0.7Sn-1Nb-0.2Fe合金，且加工性好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN102230110A
公开(公告)日：2011-11-02
申请号：CN201110189363.0
申请日：2011-07-07
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核反应堆燃料包壳用锆合金，属锆合金材料技术领域。该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.5%～0.9%Sn，0.3%～0.5%Fe，0.12%～0.3%Cr，0.1%～0.19%Nb，余量为Zr。本发明的锆合金在多种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于我国研发的优化N18和N36合金，也优于已商用的Zr-4、ZIRLO、E635和E110锆合金，并且对热加工工艺过程中温度的变化不敏感，可在核反应堆压水堆和沸水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
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