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公开(公告)号:CN117340543A
公开(公告)日:2024-01-05
申请号:CN202210756675.3
申请日:2022-06-29
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明属于锻造领域,特别涉及一种高纯净、高均质核电压力容器的制造方法。首先通过化学成分偏析量对连铸板坯进行筛选,筛选出高均质化连铸坯作为构筑基元;然后对均质化构筑基元的长宽或直径进行等尺寸加工,经清洁处理后将多块构筑基元进行堆垛,将堆垛后的多块均质化构筑基元进行真空封装形成构筑坯,封装后将构筑坯料移出真空室,放入加热炉加热至锻造温度,进行构筑成形锻造;最后通过锻造或环轧的方式制造高纯净、高均质核电压力容器。该方法生产的筒体锻件不仅具有良好的成分均质性,而且还具有良好的力学性能的均匀性,极大提高筒体锻件的综合性能,为核电压力容器锻件的高纯净、高均质化制造提供新方法。
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公开(公告)号:CN116145030B
公开(公告)日:2023-12-15
申请号:CN202211664822.0
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/34 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/52 , C22C38/50 , C22C38/06 , C22C38/60 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 用铁素体不锈钢的要求。本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢钢板及其制造方法,钢板包含如下成分,C:0.04%‑0.11%;Si:0.5%‑2.0%;Mn:0.1%‑1.00%;P≤0.010%;S:0.010%‑0.020%;Ni:0.3%‑1.0%;Cr:12%‑15%;Mo:0.002%‑0.05%;N:0.15%‑0.30%;B:0.0011%‑0.0029%;Co:0.01%‑1%;ZrO2:0.001%‑0.010%,Al:0.20%‑0.50%;Pb:0.001%‑0.010%。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺,开轧温度:1050‑1180℃,终轧温度:950‑1050℃。淬火温度970~1150℃,保温时间1‑
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公开(公告)号:CN116815044A
公开(公告)日:2023-09-29
申请号:CN202211664963.2
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 本发明提供了一种核电站安全壳闸门法兰用特厚高强钢板及其制造方法,该钢板的成分按重量百分比计如下:C:0.21%~0.23%;Si:0.15%~0.30%;Mn:1.75%~1.90%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.96%~0.99%;Cr:0.15%~0.25%;Mo:0.50%~0.80%;V:0.010%~0.050%;Cu:0.10%~0.30%;Al:0.010%~0.040%,余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法,包括冶炼、连铸、电渣重熔、锻造、轧制、调质处理;应用本发明生产的所述钢板在经模拟焊后热处理后的室温拉伸抗拉强度>660MPa,屈服强度>545MPa,断后伸长率≥22.5%;厚度方向断面收缩率>65%;‑7℃冲击吸收能量≥240J;350℃高温拉伸抗拉强度>620MPa,屈服强度>510MPa。
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公开(公告)号:CN116219279B
公开(公告)日:2024-04-16
申请号:CN202211665196.7
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
Abstract: 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法,钢的成分包含C:0.12~0.17%;Si:0.6~0.8%;Mn:1.2~1.6%;P≤0.010%;S≤0.003%;Ni:0.2~0.4%;Cr:0.65~0.8%;Mo:0.2~0.5%;V:0.06~0.09%;Al:0.05~0.08%;B:0.0005~0.0009%;Zr:0.005~0.009%。[O]≤20ppm;[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺,钢板室温拉伸强度>710MPa,屈服强度≥630MPa,断后伸长率≥20%;200℃高温拉伸抗拉强度>670MPa,屈服强度>580MPa;‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃,保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢,且生产工艺稳定、简练,适合工业批量化生产。
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公开(公告)号:CN116121646B
公开(公告)日:2024-01-09
申请号:CN202211665169.X
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
Abstract: 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法,该钢的成分按重量百分比计如下:C:0.07%~0.11%;Si:0.10%~0.30%;Mn:0.80%~1.20%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.30%~0.55%;Cu:0.25%~0.45%;Mo:0.25%~0.55%;V:0.08%~0.12%;Nb:0.065%~0.090%;Ti:0.020%~0.040%;Al:0.020%~0.050%;N:0.020%~0.035%;V/N>3;B:0.001%~0.003%;[O]≤10ppm;[H]≤2ppm,Ceq≤0.41%,余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法,包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理,应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10~200kJ/cm下,焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
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公开(公告)号:CN116121645B
公开(公告)日:2023-12-15
申请号:CN202211664961.3
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法,钢的成分包含C:0.10~0.14%;Si:0.20~0.40%;Mn:1.9~2.3%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.41~0.60%;Mo:0.96~1.20%;V:0.06~0.09%;Ti:0.02~0.04%;Al:0.04~0.07%;N:0.007~0.01%;[O]≤20ppm;[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理,钢板室温拉伸强度≥730MPa,屈服强度≥650MPa,断后伸长率≥23%;250℃高温拉伸抗拉强度>690MPa,屈服强度>610MPa;‑45℃冲击功≥200J;TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃,保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能,满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。
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公开(公告)号:CN116121646A
公开(公告)日:2023-05-16
申请号:CN202211665169.X
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
Abstract: 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法,该钢的成分按重量百分比计如下:C:0.07%~0.11%;Si:0.10%~0.30%;Mn:0.80%~1.20%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.30%~0.55%;Cu:0.25%~0.45%;Mo:0.25%~0.55%;V:0.08%~0.12%;Nb:0.065%~0.090%;Ti:0.020%~0.040%;Al:0.020%~0.050%;N:0.020%~0.035%;V/N>3;B:0.001%~0.003%;[O]≤10ppm;[H]≤2ppm,Ceq≤0.41%,余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法,包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理,应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10~200kJ/cm下,焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
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公开(公告)号:CN114894647A
公开(公告)日:2022-08-12
申请号:CN202210469552.1
申请日:2022-04-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 浙江久立特材科技股份有限公司 , 西部新锆核材料科技有限公司
IPC: G01N3/40
Abstract: 本发明公开了一种合金预生膜弹性模量测试方法及其应用,解决了现有技术中存在现有方法并不适用于部分合金表面预生膜弹性模量获取的问题,具有在保证较小压入载荷的前提下,不受薄膜表面粗糙度影响的有益效果,具体方案如下:一种合金预生膜弹性模量测试方法,包括对合金预生膜样件进行硬度试验,获得硬度试验后样件的压痕深度H2;模拟硬度试验过程,获得模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1,若模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1与硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H2在误差范围内相同,则进入下一步,否则重复进行模拟硬度试验;计算出基体材料的等效弹性模量Eeff;根据基体材料的等效弹性模量Eeff、基体材料的弹性模量Es,计算出预生膜材料的弹性模量。
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公开(公告)号:CN113025796A
公开(公告)日:2021-06-25
申请号:CN202110240503.6
申请日:2021-03-04
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 安泰核原新材料科技有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核电站控制棒驱动机构驱动杆小口径厚壁管的制备方法,与现有技术相比,采用将碱性电炉加炉外精炼或电渣重熔后的坯料锻造‑一次热挤压成形‑热处理‑酸洗矫直的工艺制备,制备的12Cr13小口径厚壁管组织均匀、工艺流程短、节约能源和综合性能高,提高了成品率,减少了后续加工难度,适合批量化生产,实现本发明的目的。
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公开(公告)号:CN108062983A
公开(公告)日:2018-05-22
申请号:CN201810046135.X
申请日:2018-01-17
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提供一种增材制造的核电站控制棒驱动机构钩爪,其包括:第一轴孔;第二轴孔;及双钩齿;其中,所述增材制造的核电站控制棒驱动机构钩爪经配置采用选择性激光烧结或激光直接熔覆进行增材制造。本发明提供的增材制造的核电站控制棒驱动机构钩爪,为不锈钢增材制造一体式结构,不再使用钴基合金,彻底避免了二次激发辐射剂量,为了反应堆的检修和运营维护提供良好的环境条件。并且具有制造工艺简单、生产效率高、材料利用率高、制造成本低等特点,可实现批量化生产。
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