-
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。
-
公开(公告)号：CN102230110B
公开(公告)日：2013-03-06
申请号：CN201110189363.0
申请日：2011-07-07
Applicant: 上海大学 , 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核反应堆燃料包壳用锆合金，属锆合金材料技术领域。该锆合金的化学组成以重量百分比计为：0.5%～0.9%Sn，0.3%～0.5%Fe，0.12%～0.3%Cr，0.1%～0.19%Nb，余量为Zr。本发明的锆合金在多种水化学条件下均表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于我国研发的优化N18和N36合金，也优于已商用的Zr-4、ZIRLO、E635和E110锆合金，并且对热加工工艺过程中温度的变化不敏感，可在核反应堆压水堆和沸水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
-
公开(公告)号：CN113355561B
公开(公告)日：2023-01-24
申请号：CN202110625981.9
申请日：2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域，公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料，按重量百分含量计，包括如下各成分：Sn 0.5～1.2％，Fe 0.2～0.4％，Cr 0.05～0.25％，Ta 0.05～0.5％，O0.06～0.16％，余量为Zr和其他杂质，还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素，细化了合金材料的第二相粒子尺寸，改善了第二相粒子的分布均匀性，抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能，大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性，在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高，可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。
-
公开(公告)号：CN113848174A
公开(公告)日：2021-12-28
申请号：CN202111192897.9
申请日：2021-10-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了沸腾、强腐蚀性溶液环境下电化学腐蚀试验装置及其应用，试验装置包括试验容器，试验容器上设置试样支持体接口、参比电极接口、辅助电极接口、蒸汽循环减压器接口，试样支持体接口、参比电极接口、辅助电极接口、蒸汽循环减压器接口分别安装有工作电极试样支持体、参比电极支持体、辅助电极和蒸汽循环减压器；工作电极试样支持体和参比电极支持体均设置了冷却单元，对工作电极试样支持体的导线进行了隔热处理。本发明有效解决了高温、强腐蚀介质环境下因密封件破坏导致电化学信号短路的问题，通过双冷凝回路串联设计，有效解决了装置内压力过大和参比电极冷却问题，并结合磨口接口设计、蒸汽循环减压器，实现了测量装置密封问题。
-
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。
-
Patent Agency Ranking
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。
-
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。
-
公开(公告)号：CN107675024A
公开(公告)日：2018-02-09
申请号：CN201710959111.9
申请日：2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种含钒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：0.3～0.7％，Fe：0.4～0.8％，Cr：0.05～0.35％，V：0.1～0.5％，Mo：0.008～0.1％或/和Ni：0.008～0.1％，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、Mo、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。
-
公开(公告)号：CN105543559A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201610001960.9
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压水堆用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.05-0.25%，Nb：1.05-1.35%，Fe：0.15-0.45%，Cr：0.02-0.2%，Cu：0.02-0.2%，V或Bi：0-0.2%，Ni或Al：0-0.2%，O：0.06-0.16%，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。
-
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。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
47
records
(took 0.031 seconds)
