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公开(公告)号：CN111693449A
公开(公告)日：2020-09-22
申请号：CN202010572988.4
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种伸缩式腐蚀釜及液态铅铋合金腐蚀试验方法，所述腐蚀釜包括机架、试验釜，所述试验釜的釜口朝上，还包括上端与机架固定、下端用于固定试块的试样挂架，其特征在于，还包括升降装置，所述升降装置的输出端与试验釜相连，所述升降装置用于驱动试验釜做升、降运动；还包括安装与机架上的位移传感器，所述位移传感器用于检测试验釜在竖直方向上的位移量。所述试验方法基于所述腐蚀釜。腐蚀釜的结构设计及试验方法可有效解决试块在铅铋合金熔体中位置判断以及控制给相应检测装置带来的腐蚀问题。
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公开(公告)号：CN110760760A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201911234945.9
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～0.6％Nb、0～0.4％Ti、1.0～3.0％Sc、0～0.3％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.25～0.5％Y2O3粉末机械合金化球磨处理；球磨后的粉末通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的常温和高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN107236904A
公开(公告)日：2017-10-10
申请号：CN201710389967.7
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。
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公开(公告)号：CN115838903B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202211580168.5
申请日：2022-12-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种纳米混合物弥散的高强耐热铁素体钢及应用，高强耐热铁素体钢为掺杂有纳米La2O3和纳米TiC的FeCrAl合金；提高FeCrAl合金的高温强度和组织稳定性，同时具有良好室温力学性能和适合加工的塑性，可在核动力反应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：CN115683849A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211295797.3
申请日：2022-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种三点弯曲试样低温断裂韧性试验装置及方法，包括：第一压头，第一压头的一端设有压头；所述压头用于向置于第二压头的一端的三点弯曲试样施加载荷；第二压头，第二压头的一端设有用于固定三点弯曲试样的固定装置；第一压头延伸杆，第一压头延伸杆的一端与靠近第一压头一端的外侧连接；第二压头延伸杆，第二压头延伸杆的身部一侧固定设于第二压头的身部；第二压头延伸杆的一端与第一压头延伸杆的另一端之间构成用于装配引伸计的刀口。本发明实施例满足了在有限的堆内辐照空间内的辐照监督对三点弯曲试样小型化的需求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115679263A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211239375.4
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C23C14/16 , C23C14/08 , C23C14/32 , C23C16/06 , C23C16/40 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C30/00 , C22C38/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用耐蚀涂层、包壳材料及其制备方法，所述耐蚀涂层由基体表面向外依次为Cr过渡层、中间层以及(CrxAl(1‑x))O环境屏蔽层，中间层为FeCrAlMo中间层或FeCrAl中间层，其中，x的取值为0～1；包壳材料，包括基体和沉积在基体表面上的涂层，所述基体采用不锈钢制成，所述涂层为核反应堆用耐蚀涂层。本发明所述耐蚀涂层不仅能够很好与基体结合，且能具有良好的耐铅铋腐蚀性能；本发明所述包壳材料具有优异的耐铅铋腐蚀性能、与液态铅铋冷却剂具有更好的界面相容性，满足快堆常用不锈钢包壳材料的高温工况运行要求。
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公开(公告)号：CN115233105A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210898460.5
申请日：2022-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe；Mo和W两者相互协同，作为一种可能的优选方式，W和Mo的质量比为1.8:1～2.2:1，还可添加0.003～0.01％B和/或2～4％Al，且Cr和Al质量百分数≤24％，保证了所得不锈钢的固溶强化效果，也具有析出强化效果，提高了不锈钢的力学强度和抗蠕变性能。
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公开(公告)号：CN110779856B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN201911141689.9
申请日：2019-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种用于铅铋合金熔体腐蚀试验的试样安装装置及方法，所述安装装置包括用于安装试样的安装柱，还包括用于实现试样在安装柱轴线上位置约束的约束装置；所述约束装置包括多个隔离环，所述隔离环可套设在安装柱上；所述约束装置还包括可套设在安装柱上的套管；所述约束装置还包括设置在安装柱底端的第一约束体，所述第一约束体的侧面相对于安装柱的侧壁外凸。所述安装方法为基于所述安装装置实现。采用本方案提供的试样安装装置及安装方法，可有效提升腐蚀试验效率。
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公开(公告)号：CN110863148B
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN201911233992.1
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , B22F9/04 , B22F3/15 , B22F3/17 , B22F3/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基ODS合金的制备方法，包括以下步骤：按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、Sc、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；将合金粉末与Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN111809119A
公开(公告)日：2020-10-23
申请号：CN202010697164.X
申请日：2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种弥散强化FeCrAl合金材料，是用纳米ZrC弥散FeCrAl合金材料；按重量百分比计，Cr含量为10％～16％，Al含量为3％～6％，Mo含量为0.1％～3％，Nb含量为0.01％～2％，ZrC纳米颗粒含量为0.2％～3.0％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明通过选用纳米ZrC弥散FeCrAl合金、并优化合金元素和纳米增强相的含量，获得一种核反应堆用纳米ZrC弥散FeCrAl合金包壳材料，使得FeCrAl基合金具有较高的高温强度和高温稳定性，同时具有良好室温力学性能和适合加工的塑性。
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