用于力学试验机的真空密封结构及其安装方法

    公开(公告)号:CN104359755B

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201410652269.8

    申请日:2014-11-17

    Abstract: 本发明公开了一种用于力学试验机的真空密封结构及其安装方法,该真空密封结构包括波纹管(6),所述波纹管(6)下端密封连接在试验机拉伸杆(11)的支撑盘(3)上,上端与真空箱连通并密封连接在真空箱外壁。该真空密封结构采用波纹管将试验机和真空箱密封连接,将试验机的拉伸杆密封在波纹管内,并与真空箱连通,可避免试样测试时被氧化而生成氧化膜、影响高温力学数据准确性的状况,且本发明与试验机的连接方式对拉伸杆上的力传感器不会造成影响,保证了力学数据的可靠性;本发明还为获得更接近实际工作情况的力学性能奠定了基础。

    一种核动力堆芯用锆合金
    52.
    发明授权

    公开(公告)号:CN103898361B

    公开(公告)日:2017-02-22

    申请号:CN201210578413.9

    申请日:2012-12-27

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40-0.80,Nb:0.75-1.10,Fe+Cr:0.20-0.50,Fe/(Nb+Fe):0.20~0.35,Cu或Bi或Ge:0.01-0.1,Si或S:0.002-0.02,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系合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,从而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。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腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种水冷核反应堆用锆基合金

    公开(公告)号:CN103898362B

    公开(公告)日:2016-08-10

    申请号:CN201210578426.6

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.20?0.60,Nb:0.10?0.30,Fe:0.30?0.60,Cr:0.05?0.20和V:0.10?0.40两种元素中的至少一种,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水冷核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管板材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。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腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种水冷核反应堆用锆合金

    公开(公告)号:CN105420551A

    公开(公告)日:2016-03-23

    申请号:CN201610001962.8

    申请日:2016-01-06

    CPC classification number: Y02E30/40 C22C16/00 C22C1/02 C22F1/186 G21C3/07

    Abstract: 本发明公开了一种水冷核反应堆用锆合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Nb:0.8-1.5%,Cu:0.01-0.2%,Zn:0.01-0.2%,Bi或Ge:0-0.1%,Si或S:0-0.1%,O:0.06-0.15%,C:小于0.008%,N:小于0.006%,余量为Zr及其它杂质。本发明对锆合金内的组分进行优化,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。

    核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法

    公开(公告)号:CN103543074B

    公开(公告)日:2015-08-12

    申请号:CN201310474648.8

    申请日:2013-10-12

    Abstract: 本发明公开了核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法,所述测量系统包括变形导杆、滑轨、轴向位移锁紧结构、测量记录单元;所述滑轨的横截面形状为十字形,包括两道上轨道和两道下轨道,两道上轨道与两道下轨道成轴对称分布;所述轴向位移锁紧结构包括两组位于滑轨上的传动装置,每组传动装置包括上传动结构和下传动结构;所述测量记录单元包括相互连接的光栅尺和变形实时记录系统,所述变形实时记录系统包括光栅尺数显表和变形测量记录仪。本发明采用上述结构,能够克服轴向变形对环向变形测量的影响,进而确保获得精确、稳定的环向变形测量数据。

    高温内压疲劳实验机
    56.
    发明公开

    公开(公告)号:CN104344999A

    公开(公告)日:2015-02-11

    申请号:CN201310332155.0

    申请日:2013-07-24

    Abstract: 本发明公开了一种高温内压疲劳实验机,涉及疲劳测试技术领域;它具有一炉体滑动平台,所述炉体滑动平台上设有一固定架,所述固定架上安装有一真空炉,该真空炉的侧边上设有观察窗和光幕千分尺;所述真空炉内部设有加热电极与合金管,所述合金管的两端通过高压接头连接到外部管道上;本发明的有益效果是:本发明达到精确测量和控制温度的效果,杜绝了合金管在400℃时的表面氧化现象,另外本发明的此种结构可适应不同合金管长度的变化;本发明采用大电流加热,真空炉抽真空,观察窗的水冷套冷却消除温度梯度等相结合的方式,有效避免温度控制不准确,光幕千分尺测量部准或无法测量等情况。

    一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金

    公开(公告)号:CN103898366A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579001.7

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:1.10-1.40,Fe:0.10-0.30,Cr:0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种,Cu或Sb或Bi或Ge:0.002-0.1,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,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能。由这种原型合金制备的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。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腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置及其应用方法

    公开(公告)号:CN103353419A

    公开(公告)日:2013-10-16

    申请号:CN201310274495.2

    申请日:2013-07-02

    Abstract: 本发明公开了薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置,包括上夹持件、下夹持件、上导杆、下导杆及两根芯棒,其中,上夹持件包括上夹持主体,上夹持主体构成有向下开口的上芯棒定位槽,下夹持件包括下夹持主体,下夹持主体构成有向上开口的下芯棒定位槽,上芯棒定位槽向下的开口与下芯棒定位槽向上的开口位置对应,两根芯棒分别嵌入上芯棒定位槽和下芯棒定位槽内。上导杆上端与上夹持主体连接,所述下导杆上端与下夹持主体连接,上导杆下端端头位于下导杆下端端头上方。本发明还公开了上述薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置的应用方法。本发明应用时,能够对薄壁管材进行径向加载拉伸,便于实时测量薄壁管材样品的变形,并能降低测量误差。

    一种锆合金真空非自耗熔炼方法

    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

    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。

    核反应堆燃料包壳用锆合金

    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

    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。

Patent Agency Ranking