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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:CN107699739A
公开(公告)日:2018-02-16
申请号:CN201710958708.1
申请日:2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐疖状腐蚀的锆锡合金及其制备方法,解决了在压水堆中,现有锆锡合金耐疖状腐蚀性能不够理想的问题。本发明按重量百分含量计,包括以下组成成分:Sn:0.6~1.5%,Fe:0.05~0.6%,Cr:0.1~0.45%,V:0.05~0.25%和/或Ni:0.02~0.08%,O:0.08~0.16%,余量为Zr及其它不可避免杂质。本发明在Zr~Sn合金基础上,针对含氧水质条件,将Sn含量控制在中等水平,同时调整过渡金属元素Fe、Cr、V、Ni的含量至适当水平,通过配比的优化调整后本发明具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能等优点。
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公开(公告)号:CN103898364A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210578575.2
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核反应堆用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.70-1.00,Nb:0.20-0.40,Fe:0.30-0.50,Cr:0.05-0.15,Cu或Bi或Ge:0.002-0.1,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。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和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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公开(公告)号:CN103898361A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210578413.9
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21C5/02 , G21C13/02 , G21C21/00 , Y02E30/40
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。
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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:CN103898361B
公开(公告)日:2017-02-22
申请号:CN201210578413.9
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21C5/02 , G21C13/02 , G21C21/00 , Y02E30/40
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。
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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
Applicant: 中国核动力研究设计院
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。
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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
Applicant: 中国核动力研究设计院
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。
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公开(公告)号:CN117684107A
公开(公告)日:2024-03-12
申请号:CN202311580687.6
申请日:2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种提高N36合金带材耐腐蚀性能的热处理方法,包括:对N36合金板材在580℃~640℃下真空退火1~3h,得到板材1;对板材1进行冷轧,后在580℃~640℃下真空退火1~3h,得到板材2;对板材2进行轧制,得到厚度为0.35~0.90mm的带材;将带材置于580℃~620℃下连续真空退火5~30min,后进行抛光酸洗;热处理方法具有工艺稳定性好和成品率高的优点,所获得的N36合金带材显微组织均匀、晶粒细小,第二相粒子细小、均匀弥散分布,在两种水化学条件下,即360℃/18.6MPa纯水、360℃/18.6MPaLiOH溶液中的腐蚀速率明显低于Zr‑4合金带材。
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公开(公告)号:CN103898360B
公开(公告)日:2016-08-31
申请号:CN201210576987.2
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40?0.60,Nb:0.20?0.40,Fe:0.30?0.50,Cr:0.15?0.30,Cu或Bi或Ge:0.01?0.10,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,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,合金性能满足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,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。
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