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

    公开(公告)号:CN103543074A

    公开(公告)日:2014-01-29

    申请号:CN201310474648.8

    申请日:2013-10-12

    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。

    一种锆合金包壳管材制备工艺

    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

    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。

    一种核动力堆芯用锆合金
    25.
    发明授权

    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

    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。

    一种水冷核反应堆用锆基合金

    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

    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。

    一种水冷核反应堆用锆合金

    公开(公告)号:CN105420551A

    公开(公告)日:2016-03-23

    申请号:CN201610001962.8

    申请日:2016-01-06

    CPC classification number: Y02E30/40 C22C16/00 C22C1/02 C22F1/186 G21C3/07

    Abstract: 本发明公开了一种水冷核反应堆用锆合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Nb:0.8-1.5%,Cu:0.01-0.2%,Zn:0.01-0.2%,Bi或Ge:0-0.1%,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。本发明对锆合金内的组分进行优化,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。

    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

    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

    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。

    高温内压疲劳实验机
    29.
    发明公开

    公开(公告)号:CN104344999A

    公开(公告)日:2015-02-11

    申请号:CN201310332155.0

    申请日:2013-07-24

    Abstract: 本发明公开了一种高温内压疲劳实验机,涉及疲劳测试技术领域;它具有一炉体滑动平台,所述炉体滑动平台上设有一固定架,所述固定架上安装有一真空炉,该真空炉的侧边上设有观察窗和光幕千分尺;所述真空炉内部设有加热电极与合金管,所述合金管的两端通过高压接头连接到外部管道上;本发明的有益效果是:本发明达到精确测量和控制温度的效果,杜绝了合金管在400℃时的表面氧化现象,另外本发明的此种结构可适应不同合金管长度的变化;本发明采用大电流加热,真空炉抽真空,观察窗的水冷套冷却消除温度梯度等相结合的方式,有效避免温度控制不准确,光幕千分尺测量部准或无法测量等情况。

    一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金

    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

    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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