-
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。
-
公开(公告)号：CN103898368B
公开(公告)日：2017-05-17
申请号：CN201210579029.0
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10‑0.40，Nb：0.60‑0.85，Fe：0.20‑0.40，V或Ta或Cr：0.002‑0.15，Si或S：0.002‑0.015，Cu或Bi：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，本发明提供的合金性能，满足压水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。
-
公开(公告)号：CN103898362A
公开(公告)日：2014-07-02
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。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103898368A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579029.0
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金，本发明属于按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10-0.40，Nb：0.60-0.85，Fe：0.20-0.40，V或Ta或Cr：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.015，Cu或Bi：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，本发明提供的合金性能，满足压水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。
-
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。
-
公开(公告)号：CN103014621B
公开(公告)日：2014-11-05
申请号：CN201110285282.0
申请日：2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法，具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括：步骤一：基体镀前处理与反溅清洗；用300目～1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光，达到镜面状态即可，然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗，除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干，最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗，步骤二：Cr(C，N)梯度过渡层沉积；步骤三：Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积；步骤四：涂层热处理。本发明的效果是：硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
-
公开(公告)号：CN103014621A
公开(公告)日：2013-04-03
申请号：CN201110285282.0
申请日：2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法，具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括：步骤一：基体镀前处理与反溅清洗；用300目～1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光，达到镜面状态即可，然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗，除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干，最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗，步骤二：Cr(C，N)梯度过渡层沉积；步骤三：Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积；步骤四：涂层热处理。本发明的效果是：硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
-
公开(公告)号：CN202693413U
公开(公告)日：2013-01-23
申请号：CN201220324256.4
申请日：2012-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/04
Abstract: 本实用新型公开了小尺寸管材环向拉伸夹具，包括两个上、下对称设置且形状相同的夹体，以及与夹体进行销接的销杆。本实用新型的优点在于：可以有效地进行小尺寸管材环向拉伸试验，借助带弧度的销杆形状，既保证了试样与夹具间的良好配合，又能够获得更准确的标距段变形。矩形带半圆端面长条通孔代替了以往圆形通孔的形式，更易与试验机的连接组装。夹具结构简单，且能够同时满足多种半径尺寸的管材，适用范围广。夹具安装便捷，具有较大的实用性。
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
8
records
(took 0.01 seconds)
