公开(公告)号：CN116815044A

公开(公告)日：2023-09-29

申请号：CN202211664963.2

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

Inventor： 孟劲松 ,  卢洪早 ,  王勇 ,  王永东 ,  王义栋 ,  胡海洋 ,  宁冬 ,  王爽 ,  王谊清 ,  于占刚 ,  王海丹

IPC: C22C38/02 ,  C22C38/58 ,  C22C38/44 ,  C22C38/42 ,  C22C38/46 ,  C22C38/06 ,  C22C33/04 ,  C21D1/18 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02

Abstract: 本发明提供了一种核电站安全壳闸门法兰用特厚高强钢板及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.21％～0.23％；Si：0.15％～0.30％；Mn：1.75％～1.90％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.96％～0.99％；Cr：0.15％～0.25％；Mo：0.50％～0.80％；V：0.010％～0.050％；Cu：0.10％～0.30％；Al：0.010％～0.040％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、电渣重熔、锻造、轧制、调质处理；应用本发明生产的所述钢板在经模拟焊后热处理后的室温拉伸抗拉强度＞660MPa，屈服强度＞545MPa，断后伸长率≥22.5％；厚度方向断面收缩率＞65％；‑7℃冲击吸收能量≥240J；350℃高温拉伸抗拉强度＞620MPa，屈服强度＞510MPa。

公开(公告)号：CN107843507A

公开(公告)日：2018-03-27

申请号：CN201610832037.X

申请日：2016-09-19

Applicant: 上海核工程研究设计院 ,  中国科学院金属研究所

Inventor： 姚伟达 ,  宁冬 ,  吴欣强 ,  薛国宏 ,  扬义忠 ,  廖家鹏 ,  谭季波 ,  王翔 ,  石悠 ,  王谊清 ,  孟凡江

IPC: G01N3/32

CPC classification number: G01N3/32 ,  G01N2203/0005 ,  G01N2203/0073 ,  G01N2203/0226 ,  G01N2203/0232 ,  G01N2203/0242

Abstract: 本发明提供一种带缺口试样的环境疲劳试验方法，其包括：确定应力集中系数和刃口尺寸；进行缺口疲劳试样的等效应力应变关系计算，得到缺口试样缺口根部与光滑试样相同应变幅值的施加载荷；在经过试验验证后，通过有限元分析软件计算得到室温空气中和高温高压水介质下缺口试样不同应变幅值所需要施加的载荷值；将试样放入高温高压循环水腐蚀疲劳测试系统，采用应力控制模式进行疲劳试验，得到不同应变幅值的疲劳寿命。本发明提供的带缺口试样的环境疲劳试验方法，能够实现对实际工况中带缺陷部件材料的疲劳性能的评估。

公开(公告)号：CN112918032A

公开(公告)日：2021-06-08

申请号：CN202110174949.3

申请日：2021-02-09

Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 ,  中国科学院上海硅酸盐研究所

Inventor： 曹雄 ,  范武刚 ,  赵冠楠 ,  张兆泉 ,  周响 ,  李玲 ,  康龙武 ,  王振锋 ,  王弘昶 ,  梁锁贤 ,  李煜 ,  宁冬 ,  矫明 ,  林绍萱

IPC: B32B9/00 ,  B32B9/04 ,  B32B15/04

Abstract: 本发明的目的在于公开一种核能装置用隔热部件，它包括金属合金隔热壳体，在金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，金属合金隔热壳体与陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构；利用金属合金的耐高温、耐腐蚀和耐压等特性以及陶瓷的低导热率、紧密型和优良的力学性能，两种材料之间在堆内压力下形成一个有机整体实现隔热效果，避免在事故条件下(金属包壳出现裂缝或破损)隔热功能丧失的风险，在苛刻的工况下稳定长期运行；提高了耐压能力，增加隔热部件整体结构的强度，降低机械加工和装配成本，减轻重量，还降低了隔热层因应力应变过大的风险；明显减小隔热层的厚度，从而减小隔热部件的尺寸和重量。

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

Inventor： 孙殿东 ,  郑明光 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孟劲松 ,  胡海洋 ,  宁冬 ,  王谊清 ,  王爽 ,  白玉璞

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。

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

Inventor： 胡海洋 ,  郑明光 ,  孟劲松 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孙殿东 ,  宁冬 ,  颜秉宇 ,  王谊清 ,  管吉春

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。

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

Inventor： 王勇 ,  卢洪早 ,  王义栋 ,  胡海洋 ,  王永东 ,  孟劲松 ,  孙殿东 ,  李黎明 ,  王谊清 ,  于占刚 ,  宁冬

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。

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

Inventor： 胡海洋 ,  郑明光 ,  孟劲松 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孙殿东 ,  宁冬 ,  颜秉宇 ,  王谊清 ,  管吉春

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。

公开(公告)号：CN113025796A

公开(公告)日：2021-06-25

申请号：CN202110240503.6

申请日：2021-03-04

Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 ,  安泰核原新材料科技有限公司

Inventor： 李玲 ,  王铁军 ,  史骁辰 ,  裴燕斌 ,  王弘昶 ,  刘刚 ,  宁冬 ,  王永东 ,  佟辉 ,  陈锦

IPC: C21D8/10 ,  B21C37/06 ,  C22C33/04 ,  C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/52

Abstract: 本发明的目的在于公开一种核电站控制棒驱动机构驱动杆小口径厚壁管的制备方法，与现有技术相比，采用将碱性电炉加炉外精炼或电渣重熔后的坯料锻造‑一次热挤压成形‑热处理‑酸洗矫直的工艺制备，制备的12Cr13小口径厚壁管组织均匀、工艺流程短、节约能源和综合性能高，提高了成品率，减少了后续加工难度，适合批量化生产，实现本发明的目的。

公开(公告)号：CN102087186A

公开(公告)日：2011-06-08

申请号：CN201110027946.3

申请日：2011-01-26

Applicant: 复旦大学 ,  上海核工程研究设计院

Inventor： 霍永忠 ,  唐力晨 ,  丁淑蓉 ,  陈力奋 ,  钱浩 ,  谢永诚 ,  宁冬 ,  刘家正

IPC: G01N3/34 ,  G01N3/02

Abstract: 本发明属于疲劳试验设备技术领域，具体一种微动疲劳实验平台。该实验平台包括三部分：工作平台、支撑架上部和支撑架下部；这3个部分安装于疲劳试验机4上。其中：支撑架下部由两个支撑架下片、四个紧固螺栓和两个支撑螺栓组成；支撑架上部由两个侧板、四个紧固螺栓和四个支撑架上片组成；工作平台由压头夹紧螺栓、压头、压头支撑座、测力计、加载螺栓、紧固弹簧、加载支撑座和紧固螺钉等组成。当旋转加载螺钉时，推动测力计和压头支撑座向结构中间移动，直至压头与试样接触，使测力计的窄梁发生弹性弯曲，定标后可测接触力。本发明可以提供较小的微动侧向力，不会导致管状试样的整体变形。本发明适用范围广，也可完成棒状及片状标准试样的微动疲劳试验。

公开(公告)号：CN116240457B

公开(公告)日：2024-04-16

申请号：CN202211664907.9

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

Inventor： 王义栋 ,  卢洪早 ,  胡海洋 ,  王永东 ,  孟劲松 ,  王勇 ,  孙殿东 ,  王谊清 ,  王爽 ,  宁冬 ,  冷松洋

IPC: C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/46 ,  C22C38/50 ,  C22C38/44 ,  C22C38/54 ,  C22C38/06 ,  C22C33/04 ,  C22B9/18 ,  C21D1/18 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02

Abstract: 本发明提供了一种超厚规格高强度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：0.13～0.16％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.10～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：1.60～2.1％；Cr：0.41～0.59％；V：0.06～0.08％；Ti：0.05～0.08％；W：0.01～0.03％；B：0.003～0.005％；Ca：0.001～0.003％；Al：0.02～0.05％；[H]≤1.5ppm；[O]≤8ppm；余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理；应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定，完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。