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公开(公告)号：CN101265538B
公开(公告)日：2010-06-09
申请号：CN200810084444.2
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
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的锆基合金。按重量百分含量计，所发明的锆基合金由下列成分组成：Sn：0.80-1.20，Nb：0.90-1.25，Fe：0.12-0.45，O：0.06-0.15，C：小于0.015，N：小于0.008，余量为锆和杂质。本发明通过在现有的Zr-Sn-Nb合金的基础上添加Fe和O两种元素，可以制备出在360℃去离子水、360℃含锂水溶液、400℃、500℃蒸汽的腐蚀试验中均表现出良好耐腐蚀性能的合金。本发明可用作核反应堆堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN101265538A
公开(公告)日：2008-09-17
申请号：CN200810084444.2
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
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的锆基合金。按重量百分含量计，所发明的锆基合金由下列成分组成：Sn：0.80－1.20，Nb：0.90－1.25，Fe：0.12－0.45，O：0.06－0.15，C：小于0.015，N：小于0.008，余量为锆和杂质。本发明通过在现有的Zr－Sn－Nb合金的基础上添加Fe和O两种元素，可以制备出在360℃去离子水、360℃含锂水溶液、400℃、500℃蒸汽的腐蚀试验中均表现出良好耐腐蚀性能的合金。本发明可用作核反应堆堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN110284027B
公开(公告)日：2020-04-21
申请号：CN201910721838.2
申请日：2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金，按重量百分比计，由下列成分组成：Sn：0.3‑0.5，Nb：0.2‑0.5，Fe：0.1‑0.4，Cr：0.1‑0.4，V、Ni、Si中的一种或多种元素：0.004‑0.02，O：0.08‑0.16，余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量，添加Fe、Cr元素，V、Ni、Si中的一种或多种元素，并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平，提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能，将该锆合金置于70ppm含锂水中，在温度为360℃，压力为18.6MPa腐蚀250天，锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2，腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。
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公开(公告)号：CN107686902B
公开(公告)日：2019-08-13
申请号：CN201710557187.9
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02P10/253
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种核级锆合金铸锭制备方法。包括如下步骤：(1)确定成品铸锭的合金成分和成品铸锭的总质量；(2)中间合金及合金包的制备；(3)混料；(4)电极压制；(5)将N支电极焊接成一支电极；(6)真空自耗电弧熔炼；(7)表面加工、切冒口。本发明提出的一种适用于工业化规模生产的Zr‑Sn‑Nb‑Fe/Cr锆合金铸锭制备的工艺，可以明显提升工艺经济性，同时铸锭的成分均匀性控制优于传统工艺，可用于核级锆合金铸锭工业化规模生产。
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公开(公告)号：CN107699739A
公开(公告)日：2018-02-16
申请号：CN201710958708.1
申请日：2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法，解决了在压水堆中，现有锆锡合金耐疖状腐蚀性能不够理想的问题。本发明按重量百分含量计，包括以下组成成分：Sn：0.6～1.5％，Fe：0.05～0.6％，Cr：0.1～0.45％，V：0.05～0.25％和/或Ni：0.02～0.08％，O：0.08～0.16％，余量为Zr及其它不可避免杂质。本发明在Zr～Sn合金基础上，针对含氧水质条件，将Sn含量控制在中等水平，同时调整过渡金属元素Fe、Cr、V、Ni的含量至适当水平，通过配比的优化调整后本发明具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能等优点。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105441717B
公开(公告)日：2017-09-26
申请号：CN201610001961.3
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.1‑0.3%，Nb：1.0‑1.35%，Fe：0.01‑0.15%，V：0.01‑0.2%，Ni或Bi或Ge：0‑0.1%，Mn或Mo：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和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN103898364A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578575.2
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用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.70-1.00，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.05-0.15，Cu或Bi或Ge：0.002-0.1，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。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和疖状腐蚀性能、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：CN101270426B
公开(公告)日：2010-06-23
申请号：CN200810084446.1
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金，它含有合金组份如下：Sn，其重量百分比为0.65％～1.20％；Nb，其重量百分比为0.20％～0.45％；Fe，其重量百分比为0.20％～0.40％；Cr，其重量百分比为0.01％～0.20％；O，其重量百分比为0.06％～0.1？5％；Ni、Mo或V中的一种或多种，其重量百分比为0.002％～0.20％；C，其重量百分比小于0.015％；N，其重量百分比小于0.008％；其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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公开(公告)号：CN101285140B
公开(公告)日：2010-06-02
申请号：CN200810084447.6
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料，具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，其组分为：Sn：0.70～1.20％，Nb：0.20～0.45％，Fe：0.20～0.40％，Cr：0.05～0.20％，O：0.06～0.15％，C小于0.015％，N小于0.008％，余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能，可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号：CN101270426A
公开(公告)日：2008-09-24
申请号：CN200810084446.1
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金，它含有合金组份如下：Sn，其重量百分比为0.65％～1.20％；Nb，其重量百分比为0.20％～0.45％；Fe，其重量百分比为0.20％～0.40％；Cr，其重量百分比为0.01％～0.20％；O，其重量百分比为0.06％～0.15％；Ni、Mo或V中的一种或多种，其重量百分比为0.002％～0.20％；C，其重量百分比小于0.015％；N，其重量百分比小于0.008％；其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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