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公开(公告)号：CN103898366B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210579001.7
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
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燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10-0.40，Nb：1.10-1.40，Fe：0.10-0.30，Cr：0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种，Cu或Sb或Bi或Ge：0.002-0.1，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。由这种原型合金制备的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。通过具体实施方式中的试验检测结果，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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公开(公告)号：CN103898369A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579084.X
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核动力反应堆用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40-0.60，Nb：0.40-0.60，Fe：0.30-0.40，Cr或V:0.05-0.15，Sb或Ge：0.002-0.10，Si或S：0.002-0.02，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，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。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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公开(公告)号：CN103898368A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579029.0
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金，本发明属于按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10-0.40，Nb：0.60-0.85，Fe：0.20-0.40，V或Ta或Cr：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.015，Cu或Bi：0.002-0.1，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，本发明提供的合金性能，满足压水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。通过具体实施方式中的试验检测结果，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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公开(公告)号：CN103898368B
公开(公告)日：2017-05-17
申请号：CN201210579029.0
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10‑0.40，Nb：0.60‑0.85，Fe：0.20‑0.40，V或Ta或Cr：0.002‑0.15，Si或S：0.002‑0.015，Cu或Bi：0.002‑0.1，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，本发明提供的合金性能，满足压水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。通过具体实施方式中的试验检测结果，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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公开(公告)号：CN105441718A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001965.1
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于核动力反应堆的锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.05-0.8%，Nb：0.2-0.9%，Fe：0.05-0.6%，Cr或Mo或V：0.01-0.3%，Ge或Bi：0.3-0.7%，Cu或Si或S：0-0.1%，O：0.06-0.15%，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：CN105441716A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001958.1
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯结构用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.01-0.15%，Nb：1.35-1.6%，Fe：0.15-0.5%，Cu：0.02-0.1%，Ge或V或Ni：0-0.2%，Si或S：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和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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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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公开(公告)号：CN103898365A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578967.9
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，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.15-0.30，V或Mo：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.02，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，本发明提供的合金性能满足水冷核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管板材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。通过具体实施方式中的试验检测结果，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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公开(公告)号：CN103898362A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578426.6
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.30，Fe：0.30-0.60，Cr：0.05-0.20和V：0.10-0.40两种元素中的至少一种，Si或S：0.002-0.03，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，本发明提供的合金性能满足水冷核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管板材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。通过具体实施方式中的试验检测结果，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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公开(公告)号：CN103898360A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210576987.2
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr：0.15-0.30,Cu或Bi或Ge：0.01-0.10，Si或S:0.002-0.03，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，合金性能满足核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，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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