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公开(公告)号：CN103364334B
公开(公告)日：2015-06-03
申请号：CN201310291236.0
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括挂钩（1）、圆盘（3）及多个下端封口的圆筒（2），其中，挂钩（1）连接于圆盘（3）上端面的中央部位，多个圆筒（2）的侧壁上端均连接于圆盘（3）的下端面，圆盘（3）设有与圆筒（2）数量相当且贯穿圆盘（3）上下端面的试样通孔，多个试样通孔与多个圆筒（2）的开口端位置一一对应。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时便于对不同形状的试样进行放置，进而使核燃料及材料堆外腐蚀试验时放置试样操作便捷，省时省力。
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公开(公告)号：CN102735536B
公开(公告)日：2014-04-23
申请号：CN201210201569.5
申请日：2012-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了管环向变形测量的卡头、测量系统、测量方法，卡头采用仿形的卡槽方式夹持试样管，加载在环形试样管标距段两端的凹槽圆弧处，将环向拉伸试样管标距段的变形测量出来。本发明避免了以往以试验机拉杆位移代表整个环形试样管变形的情况，数据在反映试样管环向变形方面更接近变形的真实情况，且不对试样管引入机械刻槽等损伤，保证了试样管的完整性。
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公开(公告)号：CN103364333A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310291094.8
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了核燃料及材料腐蚀性能试验用夹具，包括压簧（1）、上圆盘（2）及位于上圆盘（2）下方的下圆盘（3），其中，压簧（1）上下两端分别连接于釜盖（5）下端面和上圆盘（2）上端面，上圆盘（2）和下圆盘（3）均设有中心开孔，高温高压釜测温管（7）穿过上圆盘（2）和下圆盘（3）两者的中心开孔且与下圆盘（3）固定连接。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时在压簧（1）的调节作用下，能避免夹持试样（6）时出现应力腐蚀。
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公开(公告)号：CN101270425B
公开(公告)日：2010-08-11
申请号：CN200810084445.7
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
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堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，按重量百分含量计，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0.020，N：小于0.008，V或Mo或Cr：小于0.15，余量为锆和杂质。本发明提供的锆合金材料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。
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公开(公告)号：CN101696485A
公开(公告)日：2010-04-21
申请号：CN200910164224.5
申请日：2009-08-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供了一种Zr-Sn、Zr-Sn-Nb合金板材的再加工工艺，通过对锆合金成品板材进行预处理、热轧、冷轧及退火等工序再加工后，使得锆合金板材之间具有良好冶金结合性能，最大限度地减小或避免了再加工对板材显微组织、耐腐蚀及力学性能的影响。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117604414A
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202311580682.3
申请日：2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种锆合金带材及其织构控制方法和应用，通过在热轧阶段采用(α+β)两相区间温度(700℃～850℃)热轧，或α相区热轧条件下直接热轧，α相区热轧条件下一火次热轧采用交叉轧制，α相区热轧条件下一火次热轧后进行淬火处理，使锆合金带材的织构得到了有效控制，织构取向因子与进口Zr‑4的相当，满足了锆合金带材性能的需求。
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公开(公告)号：CN105568056B
公开(公告)日：2020-08-25
申请号：CN201610001963.2
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料元件包壳用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2‑0.5%，Nb：0.4‑0.8%，Fe：0.1‑0.5%，Cr：0.15‑0.35%，V或Cu或Ni：0.01‑0.2%，Mo或S：0.01‑0.1%，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：CN105568057B
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201610001967.0
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反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2‑0.6%，Nb：0.1‑0.4%，Fe：0.35‑0.65%，Cr：0.1‑0.3%，Mo：0.05‑0.25%，Ge或Bi或V：0‑0.4%，Mn或Cu：0‑0.25%，O：0.06‑0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及杂质。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。
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公开(公告)号：CN107304465A
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201610246460.1
申请日：2016-04-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料组件用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0.001-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。本发明通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使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。
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公开(公告)号：CN107116339A
公开(公告)日：2017-09-01
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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