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公开(公告)号：CN102605213A
公开(公告)日：2012-07-25
申请号：CN201110428539.3
申请日：2011-12-20
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种能用作轻水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料含锗的锆锡铌合金，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：0.3%～1.5%Sn，0.1%～1.2%Nb，0.03%～0.4%Fe，0.02%～0.3%Cr，0.01%～0.8%Ge，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.5%～1.0%Sn，0.2%～1.0%Nb，0.1%～0.35%Fe，0.03%～0.2%Cr，0.05%～0.5%Ge。本发明的锆合金在360℃/18.6MPa/0.01MLiOH水溶液中均表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-4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：CN101586201A
公开(公告)日：2009-11-25
申请号：CN200910053884.6
申请日：2009-06-26
Applicant: 上海大学
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种核电站压水堆燃料元件包壳用的锆基合金材料，属锆合金材料技术领域。所发明的合金主要成分及重量百分含量为：0.8～1.4％Sn，0.1～0.3％Nb，0.3～0.5％Fe，0.07～0.25％Cr，0.05～0.3％Cu，0.013～0.050％Si，余量为Zr。本发明的合金其成分特征是在现有锆合金成分的基础上通过添加微量合金元素Si，并优化Sn、Nb、Fe、Cr和Cu的含量配比而获得。本发明的合金在360℃/18.6MPa/0.01 M LiOH水溶液和400℃过热蒸汽中均表现出非常优良的耐腐蚀性能，优于优化前的合金、ZIRLO和Zr-4合金，可以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：CN101520402A
公开(公告)日：2009-09-02
申请号：CN200910046523.9
申请日：2009-02-24
Applicant: 上海大学
IPC: G01N17/02 , G01N27/416
Abstract: 本发明公开了一种高温高压环境下测试多种材料电化学信号的实验装置，它包括高压釜，电极系统，温度控制器，外接电化学测试仪，循环水冷却系统，高压釜外侧有加热电炉丝，其外面有石棉隔热层，釜盖上有散热杆，放气阀、压力表、安全爆破片装置、热电偶；釜盖上的电极系统由工作电极、参比电极、辅助电极构成，能同时对三个样品进行腐蚀电化学信号测试；实现高温高压水环境条件下样品表面电化学信号的输出。该装置能方便地模拟核电站一、二回路的实际工作情况，同时对多种样品腐蚀过程的电化学信号进行测试，可以同时研究多种材料在高温高压环境下的腐蚀行为和机理；该装置结构紧凑，安全可靠、操作方便，能提高测试效率。
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公开(公告)号：CN114196897A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111301392.1
申请日：2021-11-04
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明公开了一种毫米级大晶粒纯锆及锆合金的制备方法，首先在纯锆或锆合金β相变点以上150‑200℃温度区间进行真空固溶处理，然后淬火冷却；接着在α相变点以下50‑200℃温度区间进行两级长时间真空退火处理，然后随炉冷却即可得到毫米级等轴状大晶粒组织。本发明满足了制备流程简单，避免了多次循环加热，满足了对纯锆及锆合金大晶粒组织研究的需要，为锆合金腐蚀等各向异性的机理研究提供了良好的原材料制备手段。
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公开(公告)号：CN112225221A
公开(公告)日：2021-01-15
申请号：CN202010506281.3
申请日：2020-06-05
Applicant: 上海大学
IPC: C01B32/90 , C01B32/949
Abstract: 本发明提供了一种具有核壳结构的i‑MAX相材料及其制备方法，壳层由带介孔的过渡金属碳化物组成，内核为i‑MAX相。本发明选用W/Y‑Al‑C四元层状陶瓷材料作为前驱体，采用熔盐法，通过选择性刻蚀，将键合较弱的Al和Y部分刻蚀，从而得到壳层为带有介孔结构的过渡金属碳化物，核层仍为i‑MAX相的全新核壳结构。该方法简单易行，安全绿色，具有组成元素、形貌及结构均可设计和调控的优点。该i‑MAX相核壳结构材料在电化学储能用电极材料、吸附、催化剂等领域有较好的潜在应用。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110195191A
公开(公告)日：2019-09-03
申请号：CN201910509523.1
申请日：2019-06-13
Applicant: 上海大学 , 中兴能源装备有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆燃料元件包壳材料用Fe-Cr-Al合金及其制备方法。该Fe-Cr-Al合金的化学组成以重量百分比计为：Cr:10～26％；Al:3～10％；Mo:1～5.5％；Nb:0.01～5.5％；余量为Fe和杂质。本发明Fe-Cr-Al合金中添加Nb元素，Fe-Cr-Al合金在模拟核反应堆常规腐蚀环境下表现出优异的耐腐蚀性能，同时在模拟LOCA工况高温蒸汽氧化环境下也表现出优异的抗氧化性能，其耐腐蚀/抗氧化性能明显优于Zr-1Nb合金，具有比锆合金优异的抗事故容错能力，在核电站压水堆中用作核燃料元件包壳材料、核燃料元件复合包壳材料以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN103451475B
公开(公告)日：2016-08-17
申请号：CN201310398812.1
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高Nb的锆锡铌合金，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：0.3%～1.5%Sn，0.2%～1.2%Nb，0.1%～0.6%Fe，0～0.2%Cr，0.0005%～0.06%S，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.6%～1.0%Sn，0.2%～1.0%Nb，0.1%～0.5%Fe，0.05%～0.15%Cr，0.0005%～0.06% S。本发明的锆合金在400 ℃过热蒸汽中均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以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN103451474B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201310398811.7
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 一种Zr?Nb?Bi?Fe锆合金由下述成份（重量百分比）组成：Nb 0.7%~1.5%，Bi 0.02%~0.6%，Fe 0.03%~0.1%，Si 0.005%~0.015%，O 0.08%~0.16%，余量为Zr。本发明的锆合金在三种腐蚀条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，均优于Zr?1Nb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：CN103469010B
公开(公告)日：2016-04-27
申请号：CN201310398815.5
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锡铌合金，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：0.3%～1.5%Sn，0.1%～0.59%Nb，0.1%～0.6%Fe，0～0.3%Cr，0.0005%～0.06%S，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.5%～1.2%Sn，0.2%～0.5%Nb，0.2%～0.5%Fe，0～0.2%Cr，0.001%～0.05%S。本发明的锆合金在400℃过热蒸汽中均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以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN103643083B
公开(公告)日：2015-12-02
申请号：CN201310389582.2
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锡合金，属于锆合金技术领域。该锆合金的组成以重量百分比计为：0.5%～1.5%Sn，0.01%～0.4%Fe，0.01%～0.3%Cr，0.01%～0.4%Cu，0.01%～0.5%Ge；优选范围为：0.9%～1.2%Sn，0.1%～0.3%Fe，0.05%～0.15%Cr，0.05%～0.2%Cu，0.05%～0.25%Ge，其余量均为Zr。本发明的锆合金在2种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，优于Zr-4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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