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公开(公告)号：CN101274217A
公开(公告)日：2008-10-01
申请号：CN200710050981.0
申请日：2007-12-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供了一种用硼特效树脂离子交换色谱法分离硼同位素的工艺，该工艺采用螯合型离子交换树脂——硼特效树脂，从硼酸溶液中分离10B，通过硼酸在树脂柱上的吸附和洗脱剂对吸附在树脂上硼酸的洗脱，将盐酸或硝酸作为洗脱剂来分离硼酸溶液中的硼同位素。按照本发明的工艺，10B的富集度可由天然的约20％富集到约91％，富集速度快。本发明的工艺是从硼酸溶液中分离硼同位素的一种简单而高效的工艺。
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公开(公告)号：CN117604414A
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202311580682.3
申请日：2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种锆合金带材及其织构控制方法和应用，通过在热轧阶段采用(α+β)两相区间温度(700℃～850℃)热轧，或α相区热轧条件下直接热轧，α相区热轧条件下一火次热轧采用交叉轧制，α相区热轧条件下一火次热轧后进行淬火处理，使锆合金带材的织构得到了有效控制，织构取向因子与进口Zr‑4的相当，满足了锆合金带材性能的需求。
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公开(公告)号：CN107116339A
公开(公告)日：2017-09-01
申请号：CN201710304946.0
申请日：2017-05-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23P15/00
Abstract: 本发明公开了一种锆合金包壳管材制备工艺，解决了现有技术中未见有适用于N36锆合金成品包壳管材制备工艺报道的问题。本发明包括(1)N36锆合金经过熔炼、锻造、淬火后制成挤压锭；(2)挤压锭热挤压成外径为71～79mm、内径为40～50mm的管坯；(3)管坯第一道次轧制成外径为50～60mm、壁厚为10～11.5mm的管坯，轧制后退火；(4)再进行3～4道次冷轧，最后制成包壳管材，相邻两道次冷轧之间进行中间退火；(5)包壳管材最终去应力退火或最终再结晶退火后制成成品管材。本发明具有工艺稳定、成品率高等优点，且制备出的管材具有抗腐蚀性能、拉伸性能、爆破性能、织构、CSR等性能非常优异的优点。
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公开(公告)号：CN103898361B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201210578413.9
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21C5/02 , G21C13/02 , G21C21/00 , 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：0.40-0.80，Nb：0.75-1.10，Fe+Cr：0.20-0.50，Fe/(Nb+Fe)：0.20~0.35，Cu或Bi或Ge：0.01-0.1，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系合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，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，从而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：CN103898362B
公开(公告)日：2016-08-10
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103543074B
公开(公告)日：2015-08-12
申请号：CN201310474648.8
申请日：2013-10-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法，所述测量系统包括变形导杆、滑轨、轴向位移锁紧结构、测量记录单元；所述滑轨的横截面形状为十字形，包括两道上轨道和两道下轨道，两道上轨道与两道下轨道成轴对称分布；所述轴向位移锁紧结构包括两组位于滑轨上的传动装置，每组传动装置包括上传动结构和下传动结构；所述测量记录单元包括相互连接的光栅尺和变形实时记录系统，所述变形实时记录系统包括光栅尺数显表和变形测量记录仪。本发明采用上述结构，能够克服轴向变形对环向变形测量的影响，进而确保获得精确、稳定的环向变形测量数据。
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公开(公告)号：CN103898366A
公开(公告)日：2014-07-02
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：CN103014383A
公开(公告)日：2013-04-03
申请号：CN201110299658.3
申请日：2011-09-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种锆合金真空非自耗熔炼方法，依次包括：一、称取核级海绵锆，以及待添加的其它元素；二、将核级海绵锆及待添加的其它元素，按照各元素的熔点高低顺序进行布料，熔点低的合金元素靠近底部，熔点高的元素靠近顶部；三、抽真空至小于等于10-3Pa，充入Ar进行3～5次洗气；四、抽真空至小于等于10-3Pa，充Ar至0.02～0.04MPa；五、进行熔炼，温度为1800℃～3000℃。待添加的其它元素包括锡、铌、铁、铬、钒、和/或钼。本发明建立了合理的锆合金真空非自耗熔炼方法，获得的铸锭成分在设计值5％偏差以内，且具有良好均匀性，为实验室研究不同锆合金成分，对锆合金物理、力学、腐蚀等性能提供保障。
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公开(公告)号：CN1040553C
公开(公告)日：1998-11-04
申请号：CN94108086.2
申请日：1994-08-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02P10/212 , Y02W30/542
Abstract: 本发明涉及一种用稀盐酸处理高炉渣的方法，该方法采用重量百分比浓度为10-14%的盐酸浸取高炉渣，用该浓度浸取不仅可以有高的浸出率，而且浸出物为溶液状态，从而有利于硅胶钛白粉，结晶氯化铝、氯化镁、石膏、生铁的提取。该方法成本低、方法简单、环境污染小、浸出率和各元素的提取率也高。
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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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