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公开(公告)号：CN100510134C
公开(公告)日：2009-07-08
申请号：CN200710045912.0
申请日：2007-09-13
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明涉及一种耐疖状腐蚀的改进型Zr-4合金及其制备方法，属特种合金材料及加工工艺技术领域。该合金是在现有低锡Zr-4合金基础上添加少量Nb，其主要成分重量百分含量为：Sn1.2～1.5%，Nb0.05～0.2%，Fe0.18～0.24%，Cr0.07～0.13%，Zr余量。合金制备在真空非自耗电弧炉中熔炼成锭，随后进行锻造加工或挤压制成坯材，在真空中进行β相均匀化处理后淬火；坯材经3～4次冷轧，每两次冷轧之间在真空中进行中间退火，最后在真空中进行再结晶退火，可制得耐疖状腐蚀的改进型Zr-4合金。本发明的改进型Zr-4合金的耐疖状腐蚀性能明显提高。
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公开(公告)号：CN115747570A
公开(公告)日：2023-03-07
申请号：CN202211345408.3
申请日：2022-10-31
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明属于锆合金材料技术领域。本发明提供了一种小型压水堆用锆合金包壳材料，包含如下重量百分数的原料：Sn 0.4～1.5％、Fe 0.1～0.6％、Cr0.1～0.3％、Ni 0～0.05％、余量为Zr。本发明还提供了该小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法。本发明的锆合金包壳材料在500℃、10.3MPa的3种不同氧含量过热蒸汽中(除氧、300μg/kg DO和1000μg/kg DO)均不发生疖状腐蚀，表现出非常优良的耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能，且加工性好，可在小型压水堆中用作燃料元件包壳材料以及定位格架条带堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN110195191B
公开(公告)日：2021-05-07
申请号：CN201910509523.1
申请日：2019-06-13
Applicant: 上海大学 , 中兴能源装备有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆燃料元件包壳材料用Fe‑Cr‑Al合金及其制备方法。该Fe‑Cr‑Al合金的化学组成以重量百分比计为：Cr:10～26％；Al:3～10％；Mo:1～5.5％；Nb:0.01～5.5％；余量为Fe和杂质。本发明Fe‑Cr‑Al合金中添加Nb元素，Fe‑Cr‑Al合金在模拟核反应堆常规腐蚀环境下表现出优异的耐腐蚀性能，同时在模拟LOCA工况高温蒸汽氧化环境下也表现出优异的抗氧化性能，其耐腐蚀/抗氧化性能明显优于Zr‑1Nb合金，具有比锆合金优异的抗事故容错能力，在核电站压水堆中用作核燃料元件包壳材料、核燃料元件复合包壳材料以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN105483443B
公开(公告)日：2018-08-07
申请号：CN201510902466.5
申请日：2015-12-09
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及种能用作压水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料含硫的锆铌铁合金,属于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%~2.0%Nb,0.1%~0.5%Fe,0.01%~0.1%Cu,0.01%~0.1%Ge,余量为Zr。合金元素优选范围为:0.5%~0.7%Nb,0.1%~0.5%Fe,0.01%~0.1%Cu,0.01%~0.1%Ge。本发明的锆合金在400℃/10.3 MPa过热蒸汽和360℃/18.6 MPa去离子水中表现出优良的耐腐蚀性能,明显优于Zr‑1Nb‑0.15Fe合金,且加工性好,可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN105483444B
公开(公告)日：2018-08-03
申请号：CN201510904398.6
申请日：2015-12-09
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及种用作压水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料锆铌铁系合金,属于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:0.8%~1.2%Nb,0.1%~0.4%Fe,10µg/g~100µg/gS,0.01%~0.2%Cu,0.01%~0.3%Bi,0.01%~0.2%Ge,余量为Zr。合金元素优选范围为:0.9%~1.1%Nb,0.1%~0.3%Fe,0.03%~0.07%Cu,0.04%~0.07%Bi,0.03%~0.07%Ge,余量为Zr。本发明的锆合金在400℃/10.3 MPa过热蒸汽和360 ℃/18.6 MPa去离子水中表现出优良的耐腐蚀性能,明显优于Zr‑1Nb‑0.15Fe合金,且加工性好,可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107034385A
公开(公告)日：2017-08-11
申请号：CN201710077447.2
申请日：2017-02-14
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明涉及一种未加氢除氧压水堆中核燃料元件包壳用锆合金，属于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：0.73%～1.1%Sn，0.25%～0.6%Fe，0.1%～0.25%Cr，余量为Zr和不可避免的杂质。本发明的锆合金不含铌元素，因此对腐蚀介质中的溶解氧不敏感，同时这种合金在4种腐蚀条件包括500℃/10.3 MPa过热蒸汽、400℃/10.3 MPa过热蒸汽、360℃/18.6 MPa/0.01 M LiOH水溶液和360℃/18.6 MPa去离子水中分别腐蚀时，都表现出非常优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr‑4合金。用作未加氢除氧压水堆中核燃料元件包壳材料。
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公开(公告)号：CN106086520A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610752693.9
申请日：2016-08-30
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明公开了一种锆合金熔炼工艺，采用BaZrO3坩埚，利用坩埚式真空感应熔炼（VIM），锆合金放入BaZrO3坩埚中进行真空感应熔炼，制备高品质锆合金。本发明无需电极制备，能耗少，可精炼较长时间，熔炼所得合金成分均匀、偏析少、品质高。采用该工艺可简化合金的制备流程，提高合金质量。
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公开(公告)号：CN105834691A
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201610291063.6
申请日：2016-05-05
Applicant: 上海大学
CPC classification number: B23P15/00 , B21B1/28 , B21B3/00 , B21B2271/02 , B23K15/06 , C22C16/00 , C22F1/186
Abstract: 本发明公开了一种锆合金的高通量制备方法，其采用真空电子束焊接技术将不同成分的锆合金板材焊接在一起，实现准连续成分的单块板材的制备；对上述准连续成分的单块板材进行多道次冷轧，中间退火和最终退火处理，并对其进行高温高压水或蒸汽的腐蚀试验，建立锆合金耐腐蚀性能与成分的关系，实现锆合金成分的筛选，进而获得更高性能的锆合金材料，加快高性能锆合金的研发进程。
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公开(公告)号：CN105483443A
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201510902466.5
申请日：2015-12-09
Applicant: 上海大学
Abstract: 本发明涉及一种能用作压水堆核电站燃料包壳以及定位格架条带等结构材料含硫的锆铌铁合金，属于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%～2.0%Nb，0.1%～0.5%Fe，0.01%~0.1%Cu，0.01%~0.1%Ge，余量为Zr。合金元素优选范围为：0.5%～0.7%Nb，0.1%～0.5%Fe，0.01%~0.1%Cu，0.01%~0.1%Ge。本发明的锆合金在400℃/10.3MPa过热蒸汽和360℃/18.6MPa去离子水中表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-1Nb-0.15Fe合金，且加工性好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN102766778B
公开(公告)日：2015-05-06
申请号：CN201110112871.9
申请日：2011-05-04
Applicant: 上海大学
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站压水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：0.7%～1.5%Sn，0.05%～0.4%Fe，0.05%～0.3%Cr，0.05%～0.8%Ge，余量为Zr；其Ge含量的优选范围为0.1%～0.5%。本发明的锆合金在360℃/18.6 MPa/0.01M LiOH水溶液中均表现出优良的耐腐蚀性能，明显优于Zr-4合金，且加工性好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
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