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公开(公告)号：CN107236904B
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201710389967.7
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、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17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下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：CN107142423B
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201710391070.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核燃料组件结构材料FeCrAl基合金及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，Zr，Ta，Mn，La，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.05％～20.2％，Mo、Nb、Zr及Ta合金元素的总重量百分比含量为3.15％～5.65％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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公开(公告)号：CN107142424B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107142424A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/22 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107142422A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710391066.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/48
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN102787300A
公开(公告)日：2012-11-21
申请号：CN201110128538.7
申请日：2011-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆结构材料的表面改性技术，具体是一种超临界水冷堆燃料包壳表面的Cr/CrAlN梯度涂层工艺。该工艺包括镀前处理、偏压反溅清洗以及采用弧离子增强反应磁控溅射，依次在奥氏体不锈钢基体表面上沉积Cr过渡层和CrAlN梯度层和涂层热处理。本发明的Cr/CrAlN梯度涂层工艺可使Cr/CrAlN梯度涂层的抗氧化温度达700℃以上，硬度值达2200Hv以上、涂层附着力达35N以上，使超临界水冷堆燃料包壳表面的抗高温氧化、结合力、抗热震性能好，力学性能优异，实现了表面涂层体结构与功能的协调统一，有效提高了超临界水冷堆燃料包壳的使用性能和使用寿命。
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公开(公告)号：CN205032464U
公开(公告)日：2016-02-17
申请号：CN201520790996.0
申请日：2015-10-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种卡槽式表面清洗处理专用清洗挂具，包括内部中空且两端开口的边支撑框，所述边支撑框的空腔中设置有两组相互平行的卡紧机构，卡紧机构与边支撑框固定，卡紧机构主要由支撑架、卡紧柱以及疏水台构成，支撑架的侧壁与边支撑框的空腔内壁接触，卡紧柱设置在支撑架的内壁中，在同一支撑架中的卡紧柱的中心线设置在同一直线上，且卡紧柱的底端与支撑架的内壁底面固定，疏水台设置在卡紧柱之间，疏水台的底端与支撑架的内壁底面固定，且疏水台分别与靠近的卡紧柱侧壁固定。该装置改善了表面酸洗处理质量、减少酸液消耗量和提高表面处理生产效率。
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公开(公告)号：CN205085122U
公开(公告)日：2016-03-16
申请号：CN201520791049.3
申请日：2015-10-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B08B13/00
Abstract: 本实用新型公开了一种限位式表面清洗处理专用清洗挂具，包括内部中空且两端开口的底支撑框，所述底支撑框的空腔中设置有两组相互平行的限位机构，限位机构与底支撑框的空腔内壁和顶面固定，限位机构主要由限位架以及设置在限位架上的限位槽构成，限位架的侧壁与底支撑框的空腔内壁和顶面固定，限位槽为限位架端面内凹形成的若干个凹槽结构，并且限位槽与限位架中朝向底支撑框内部的侧壁连通，在其中一组限位架上的限位槽对应与另一组限位架的限位槽设置在同一水平线上。该挂具改善了表面酸洗处理质量、减少了酸液消耗量和提高了表面处理生产效率。
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