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公开(公告)号:CN110085337B
公开(公告)日:2020-09-08
申请号:CN201910418649.8
申请日:2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种UO2‑ZrO2陶瓷燃料显微组织分析用样品的制备方法,所述显微组织分析用样品采用氟化氢铵和高纯去离子水的混合溶液作为蚀刻剂,所述氟化氢铵和高纯去离子水的配比为1g:1ml;将所述混合溶液用于蚀刻UO2‑ZrO2陶瓷燃料,蚀刻后UO2‑ZrO2陶瓷燃料用于显微组织分析。本发明可以很好地显示出新型、高性能UO2‑ZrO2陶瓷燃料芯块清晰的显微组织,特别是晶粒形貌和晶界轮廓,为优化UO2‑ZrO2陶瓷燃料的制备工艺和性能改进奠定了基础;且工艺技术路线简单,工艺参数易于控制,对工艺设备和相关实验器皿无苛刻要求,易于实现。
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公开(公告)号:CN101285140A
公开(公告)日:2008-10-15
申请号:CN200810084447.6
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料,具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,其组分为:Sn:0.70~1.20%,Nb:0.20~0.45%,Fe:0.20~0.40%,Cr:0.05~0.20%,O:0.06~0.15%,C小于0.015%,N小于0.008%,余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能,可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号:CN110085337A
公开(公告)日:2019-08-02
申请号:CN201910418649.8
申请日:2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种UO2-ZrO2陶瓷燃料显微组织分析用样品的制备方法,所述显微组织分析用样品采用氟化氢铵和高纯去离子水的混合溶液作为蚀刻剂,所述氟化氢铵和高纯去离子水的配比为1g:1ml;将所述混合溶液用于蚀刻UO2-ZrO2陶瓷燃料,蚀刻后UO2-ZrO2陶瓷燃料用于显微组织分析。本发明可以很好地显示出新型、高性能UO2-ZrO2陶瓷燃料芯块清晰的显微组织,特别是晶粒形貌和晶界轮廓,为优化UO2-ZrO2陶瓷燃料的制备工艺和性能改进奠定了基础;且工艺技术路线简单,工艺参数易于控制,对工艺设备和相关实验器皿无苛刻要求,易于实现。
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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:CN101270426B
公开(公告)日:2010-06-23
申请号:CN200810084446.1
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.1?5%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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公开(公告)号:CN101285140B
公开(公告)日:2010-06-02
申请号:CN200810084447.6
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料,具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,其组分为:Sn:0.70~1.20%,Nb:0.20~0.45%,Fe:0.20~0.40%,Cr:0.05~0.20%,O:0.06~0.15%,C小于0.015%,N小于0.008%,余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能,可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号:CN101270426A
公开(公告)日:2008-09-24
申请号:CN200810084446.1
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.15%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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