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公开(公告)号：CN103898363A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578429.X
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，具体涉及一种核动力用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.60-1.00，Nb：0.80-1.10，Fe：0.10-0.40，Cu或Bi或Ge：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，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：CN115679263B
公开(公告)日：2023-12-01
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：CN115125453B
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202210872011.3
申请日：2022-07-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/18 , C21D1/18 , C21D8/02 , C22C33/04 , B21J5/00
Abstract: 本发明公开了一种FeCrW基铁马合金及其制备方法和应用，FeCrW基铁马合金中包含有质量百分数为0.1％～1％的Si，FeCrW基铁马合金在500℃～600℃范围内且连续使用5000小时后的断裂韧性大于160MPa·m1/2；通过向现有铁马合金的原料中添加质量分数为0.1％～1％的Si，不仅能够获得综合性能良好的FeCrW基铁马合金，而且在550℃左右的温度下，在一定的时间范围内，随着时间的增长，FeCrW基铁马合金的断裂韧性逐渐提高，有利于长期服役，可以作为制备堆芯结构的材料使用。
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公开(公告)号：CN116021135A
公开(公告)日：2023-04-28
申请号：CN202211617240.7
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种CLA16F/M合金管的环焊缝电子束焊接方法，包括：将洁净的上端塞或下端塞压入洁净的合金管两端得到工件，其中，端塞与合金管的接缝紧密且端塞无损伤变形；将所述工件放入真空电子束焊机的焊接小室内夹持固定；对真空电子束焊机的电子枪室和焊接小室抽真空；调节真空电子束焊机对焦并使焦点对准端塞与合金管之间的接缝；根据焊接工艺参数对所述工件的接缝在旋转的状态下进行焊接得到具有环焊缝的工件。本发明实施例实现了CLA16F/M合金管的环焊缝电子束焊接，所述环焊缝无裂纹、气胀、未焊透、气孔或夹杂等缺陷，焊缝质量良好抗拉强度与母材相当。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112695255A
公开(公告)日：2021-04-23
申请号：CN202011361890.0
申请日：2020-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/04 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D1/28 , C21D1/773 , C21D9/08 , B23P15/00 , G21C15/14
Abstract: 本发明属于第四代铅铋冷却快堆结构材料技术领域，具体涉及一种铁素体马氏体钢包壳管材制备方法。本发明提供的一种铁素体马氏体钢包壳管材，该合金的成分包括：C：0.15～0.25％，Mn：0.30～0.8％，Si：0.40～1.20％,Cr：10.5～12.5％，W:1.0～2.5％，V:0.10～0.40％，Ta：0.10～0.40％，Zr：0.005～0.08％，La：0.005～0.05％，N：0.008～0.04％；其余为Fe和杂质。一种铁素体马氏体钢包壳材料制备方法，包括以下工艺步骤：(1)确定合金成分；(2)熔炼；(3)铸造；(4)锻造；(5)挤压；(6)管坯加工及热处理；(7)合金的多道次冷轧及中间热处理；(8)管材最终热处理。本发明通过创新性的成分设计、优化的管材加工形变工艺和热处理技术，改善材料微观组织，细化晶粒，从而提高合金的综合性能。
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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：CN107116339B
公开(公告)日：2019-12-03
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：CN110184605A
公开(公告)日：2019-08-30
申请号：CN201910555554.0
申请日：2019-06-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用材料外表面包覆层，所述包覆层沉积在核反应堆用基体材料外表面上，包覆层由内向外依次包括Zr-Cr或Ti-Cr过渡层、Cr沉积层和CrN硬化层。上述包覆层的制备方法，采用物理气相沉积法、热喷涂法、冷喷涂法、激光熔覆法、电镀法或化学气相沉积法，优选采用物理气相沉积法中的电弧离子镀。在锆合金基体材料上涂覆上述包覆层获得的包壳材料具有良好的抗高温氧化、耐腐蚀、膜基协同变形以及耐磨损等性能，是一种有发展前景的耐事故核燃料包壳材料，且以N36合金为基体的涂层包壳材料高温力学性能表现更好。
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