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公开(公告)号：CN106995902B
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201710391105.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种FeCrAl基合金包壳材料及其制备方法，FeCrAl基合金包壳材料由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、Ta、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16％，Mo、Nb、Ta合金元素的总重量百分比为大于等于3.1％，Ce合金元素的总重量百分比为：0.05～0.1％，本发明所述的FeCrAl基合金，可有效提高合金室温力学性能及高温强度，且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在8000℃高温下合金材料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：CN101740150B
公开(公告)日：2012-04-18
申请号：CN200910263465.5
申请日：2009-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
Abstract: 本发明公开一种核燃料制备方法，步骤是：将丙烯酰胺、亚基双丙烯酰胺、聚丙烯酸铵与去离子水混合制备出预混液；在球磨机中加入U3O8粉末，再加入预混液，球磨分散制备出固相含量≥60vol％、粘度≤1Pa·s的U3O8浆料；往浆料中加入硫酸铵和四甲基乙二胺，混合均匀注入模具中，浆料凝固，脱去模具，得到环型U3O8生坯；在温度60～80℃、湿度80％～95％下将生坯干燥，在580℃-600℃脱粘；脱粘的环型U3O8生坯在氢气氛、1730±10℃温度下烧结，得到环型UO2燃料芯块。优点是芯块初坯相对密度达60％～70％、抗折强度20MPa以上，经受机械加工、尺寸精确控制，将烧结体尺寸磨削加工余量降到最低。
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公开(公告)号：CN101740151A
公开(公告)日：2010-06-16
申请号：CN200910263466.X
申请日：2009-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种Al2O3-B4C材料的注凝成型方法，该材料属于核燃料，用于核电站压水堆。该方法将N-羟甲基丙烯酰胺、亚基双丙烯酰胺和聚丙烯酸铵与去离子水混和制备预混液；在球磨罐中加入Al2O3粉末、B4C粉末和预混液，球磨分散制备出固相含量≥50vol％、粘度≤1Pa·s的浆料；往浆料中加入过硫酸铵、四甲基乙二胺，混合均匀；将混合均匀的浆料灌注到模具中，浆料完全凝固，脱去模具，得到Al2O3-B4C材料生坯。优点是：制备的Al2O3-B4C材料生坯，密度均匀，有机物含量＜5wt％，抗弯强度＞15MPa，初坯可经受机械加工，对尺寸进行精确控制，将烧结体的加工余量降到最低。
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公开(公告)号：CN101740150A
公开(公告)日：2010-06-16
申请号：CN200910263465.5
申请日：2009-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
Abstract: 本发明公开一种核燃料制备方法，步骤是：将丙烯酰胺、亚基双丙烯酰胺、聚丙烯酸铵与去离子水混合制备出预混液；在球磨机中加入U3O8粉末，再加入预混液，球磨分散制备出固相含量≥60vol％、粘度≤1Pa·s的U3O8浆料；往浆料中加入硫酸铵和四甲基乙二胺，混合均匀注入模具中，浆料凝固，脱去模具，得到环型U3O8生坯；在温度60～80℃、湿度80％～95％下将生坯干燥，在600±20℃脱粘；脱粘的环型U3O8生坯在氢气氛、1730±10℃温度下烧结，得到环型UO2燃料芯块。优点是芯块初坯相对密度达60％～70％、抗折强度20MPa以上，经受机械加工、尺寸精确控制，将烧结体尺寸磨削加工余量降到最低。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101665886A
公开(公告)日：2010-03-10
申请号：CN200810146580.X
申请日：2008-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于锆基合金材料，具体公开一种耐高温过热水蒸气腐蚀的锆合金材料，它包括以下成分：Fe的重量百分比含量0.1～1.8％，Cr的重量百分比含量为0.1～1.8％，C含量小于150μg/g，N含量小于或等于50μg/g，余量为Zr。本发明的锆合金材料在500℃、10.3MPa的高温过热水蒸汽中的耐腐蚀性能大大优于常规锆合金的(例如本发明锆合金的360小时腐蚀试验增重为75～80mg/dm 2 ，而N18锆合金的为230mg/dm 2 ，Zr-4锆合金50小时腐蚀试验的增重为3700mg/dm 2 。
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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：CN1272156C
公开(公告)日：2006-08-30
申请号：CN02153840.9
申请日：2002-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种放射性屏蔽材料板的层压工艺，具体为铅硼聚乙烯板的层压工艺。主要工艺为：准备适量的合格铅硼聚乙烯原料薄板，预热保温后装上粘合模具送入单层热压机加压加热进行排气和粘合，然后利用精整模具进行降温精整，冷却到室温后切割即制成铅硼聚乙烯厚板。通过本发明的层压工艺制成的铅硼聚乙烯厚板，化学成分均匀，力学性能达到使用要求，表面光亮平整，无压痕、折叠、层离和划伤，内部无裂纹或气泡，可作为反应堆的屏蔽材料。
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公开(公告)号：CN1504321A
公开(公告)日：2004-06-16
申请号：CN02153838.7
申请日：2002-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种铅硼聚乙烯薄板成型工艺，涉及可用于放射性屏蔽的聚乙烯薄板成型工艺。本发明的技术方案是将混合均匀的聚乙烯物料在挤出机中塑化后用造粒模具挤出，冷却后再在挤出机中塑化并用板材模具挤出，同时使用双滚压光辊压光、牵引。本工艺所用设备投资小、操作简单，且操作过程中铅蒸汽挥发机会少，既减轻了对大气的污染，又最大限度的降低了对工人的毒害。
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公开(公告)号：CN107186317B
公开(公告)日：2019-09-20
申请号：CN201710494936.8
申请日：2017-06-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23K9/04 , B23P6/04 , B23K101/06
Abstract: 本发明公开了一种用于管道维修的自动回火堆焊方法，包括步骤：步骤1，回火堆焊层焊接：在异种金属接头需维修管道环面焊接回火堆焊层，所述回火堆焊层焊接采用先焊接层方式焊接，再道间搭接方式焊接；步骤2，过渡堆焊层焊接：过渡堆焊层是通过焊接的方式堆焊在回火堆焊层上；步骤3，补强回火焊道焊接：对回火堆焊层和渡堆焊层两端部进行回火焊接；步骤4，打磨：焊接完成后，将补强焊缝打磨至规定要求的尺寸。一方面是可有效改善核动力装置异种金属接头低合金钢侧热影响区组织及性能，实现了堆焊维修后不进行焊后热处理；另一方面，设计的补强焊缝结构型式不仅能够增强工件两端回火效果，还有效地降低了完工焊缝打磨工作量。
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