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公开(公告)号：CN103364333B
公开(公告)日：2015-09-23
申请号：CN201310291094.8
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了核燃料及材料腐蚀性能试验用夹具，包括压簧（1）、上圆盘（2）及位于上圆盘（2）下方的下圆盘（3），其中，压簧（1）上下两端分别连接于釜盖（5）下端面和上圆盘（2）上端面，上圆盘（2）和下圆盘（3）均设有中心开孔，高温高压釜测温管（7）穿过上圆盘（2）和下圆盘（3）两者的中心开孔且与下圆盘（3）固定连接。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时在压簧（1）的调节作用下，能避免夹持试样（6）时出现应力腐蚀。
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公开(公告)号：CN103364332B
公开(公告)日：2015-09-09
申请号：CN201310291092.9
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了用于核材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括环架（2）、多根竖直设置的支撑柱（1）及连接在环架（2）上的多个挂钩（3），每根支撑柱（1）均与环架（2）的侧壁连接，环架（2）上多个连接支撑柱（1）的连接部位在环架（2）的环形面上等间距分布。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时可由挂钩（3）对试样（5）进行固定，并通过支撑柱（1）支承来放置在高温高压釜内，取放样方便，无需拆装连接，进而可提高腐蚀试验效率。
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公开(公告)号：CN103364334B
公开(公告)日：2015-06-03
申请号：CN201310291236.0
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括挂钩（1）、圆盘（3）及多个下端封口的圆筒（2），其中，挂钩（1）连接于圆盘（3）上端面的中央部位，多个圆筒（2）的侧壁上端均连接于圆盘（3）的下端面，圆盘（3）设有与圆筒（2）数量相当且贯穿圆盘（3）上下端面的试样通孔，多个试样通孔与多个圆筒（2）的开口端位置一一对应。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时便于对不同形状的试样进行放置，进而使核燃料及材料堆外腐蚀试验时放置试样操作便捷，省时省力。
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公开(公告)号：CN103364333A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310291094.8
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了核燃料及材料腐蚀性能试验用夹具，包括压簧（1）、上圆盘（2）及位于上圆盘（2）下方的下圆盘（3），其中，压簧（1）上下两端分别连接于釜盖（5）下端面和上圆盘（2）上端面，上圆盘（2）和下圆盘（3）均设有中心开孔，高温高压釜测温管（7）穿过上圆盘（2）和下圆盘（3）两者的中心开孔且与下圆盘（3）固定连接。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时在压簧（1）的调节作用下，能避免夹持试样（6）时出现应力腐蚀。
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公开(公告)号：CN101665886B
公开(公告)日：2011-06-22
申请号：CN200810146580.X
申请日：2008-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于锆基合金材料，具体公开一种耐高温过热水蒸气腐蚀的锆合金材料，它包括以下成分：Fe的重量百分比含量0.1～1.8％，Cr的重量百分比含量为0.1～1.8％，C含量小于150μg/g，N含量小于或等于50μg/g，余量为Zr。本发明的锆合金材料在500℃、10.3MPa的高温过热水蒸汽中的耐腐蚀性能大大优于常规锆合金的(例如本发明锆合金的360小时腐蚀试验增重为75～80 mg/dm2，而N18锆合金的为230 mg/dm2，Zr-4锆合金50小时腐蚀试验的增重为3700mg/dm2。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101270425B
公开(公告)日：2010-08-11
申请号：CN200810084445.7
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，尤其涉及一种用于轻水反应堆堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核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：0.80-1.20，Nb：0.90-1.25，Fe：0.12-0.45，O：0.06-0.15，C：小于0.020，N：小于0.008，V或Mo或Cr：小于0.15，余量为锆和杂质。本发明提供的锆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，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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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：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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公开(公告)号：CN103364334A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310291236.0
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括挂钩（1）、圆盘（3）及多个下端封口的圆筒（2），其中，挂钩（1）连接于圆盘（2）上端面的中央部位，多个圆筒（2）的侧壁上端均连接于圆盘（3）的下端面，圆盘（3）设有与圆筒（3）数量相当且贯穿圆盘（3）上下端面的试样通孔，多个试样通孔与多个圆筒（2）的开口端位置一一对应。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时便于对不同形状的试样进行放置，进而使核燃料及材料堆外腐蚀试验时放置试样操作便捷，省时省力。
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