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公开(公告)号：CN108588532A
公开(公告)日：2018-09-28
申请号：CN201810491248.0
申请日：2018-05-21
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种多元合金涂层、锆合金包壳及燃料组件，多元合金涂层包括以下质量百分比的元素：Cr 65％-90％、Al 3％-13％、N 0.5％-8％、Fe 5％-20％、Zr 1.5％-12％。本发明的多元合金涂层，可应用在锆合金包壳上，有效解决涂层与基体热膨胀不匹配的问题，降低热应力，进一步提升了常规Cr涂层的硬度和耐磨性能，通过多元素成分的调控，强化了抗氧化性能，实现涂层在1200℃高温蒸汽环境下的抗氧化保护效果。
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公开(公告)号：CN108588532B
公开(公告)日：2019-08-30
申请号：CN201810491248.0
申请日：2018-05-21
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种多元合金涂层、锆合金包壳及燃料组件，多元合金涂层包括以下质量百分比的元素：Cr 65％‑90％、Al 3％‑13％、N 0.5％‑8％、Fe 5％‑20％、Zr 1.5％‑12％。本发明的多元合金涂层，可应用在锆合金包壳上，有效解决涂层与基体热膨胀不匹配的问题，降低热应力，进一步提升了常规Cr涂层的硬度和耐磨性能，通过多元素成分的调控，强化了抗氧化性能，实现涂层在1200℃高温蒸汽环境下的抗氧化保护效果。
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公开(公告)号：CN108231214A
公开(公告)日：2018-06-29
申请号：CN201711287605.3
申请日：2017-12-07
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核燃料组件用复合管及其制造方法，核燃料组件用复合管包括内管以及紧配合在所述内管外周的外管；所述内管为陶瓷纤维编织而成的陶瓷管或金属管，所述外管为烧结形成的陶瓷管或金属管。本发明简化了多层陶瓷复合管的结构和制备工艺；避免事故工况下锆合金包壳与冷却剂发生快速反应，产生大量氢气引发氢爆；提高包壳材料的高温强度，使包壳材料在事故工况下仍能够维持自身形状，不发生失效，保证冷却剂流道畅通；提高包壳材料的高温力学性能，可提高正常运行工况下堆芯的冷却剂温度，提高了反应堆输出功率，提高热效率，带来更高的经济性；有望简化现有反应堆的安全系统，提高其可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN108231214B
公开(公告)日：2020-12-08
申请号：CN201711287605.3
申请日：2017-12-07
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核燃料组件用复合管及其制造方法，核燃料组件用复合管包括内管以及紧配合在所述内管外周的外管；所述内管为陶瓷纤维编织而成的陶瓷管或金属管，所述外管为烧结形成的陶瓷管或金属管。本发明简化了多层陶瓷复合管的结构和制备工艺；避免事故工况下锆合金包壳与冷却剂发生快速反应，产生大量氢气引发氢爆；提高包壳材料的高温强度，使包壳材料在事故工况下仍能够维持自身形状，不发生失效，保证冷却剂流道畅通；提高包壳材料的高温力学性能，可提高正常运行工况下堆芯的冷却剂温度，提高了反应堆输出功率，提高热效率，带来更高的经济性；有望简化现有反应堆的安全系统，提高其可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN115786852A
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202211296445.X
申请日：2022-10-21
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种陶瓷基核燃料包壳管表面的抗高温腐蚀铬涂层的制备方法，包括以下步骤：S1、对陶瓷基管材进行预处理；S2、对铬靶进行预溅射清洗，对待镀陶瓷管材进行等离子清洗和辉光清洗；S3、在清洗后的待镀陶瓷管材表面沉积铬过渡层；S4、在镀铬陶瓷管表面继续沉积铬涂层；S5、冷却后获得表面沉积有耐水腐蚀抗高温氧化腐蚀铬涂层的陶瓷管。本发明的制备方法成本低廉，简便易行，膜厚可控，无污染，制得的铬涂层与陶瓷基管材界面结合优良、厚度均匀、结构致密，且铬涂层具有良好的防腐耐磨性能及抗高温水蒸气腐蚀性能，有效解决了陶瓷基管材在反应堆复杂服役坏境中的腐蚀溶解问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108147828A
公开(公告)日：2018-06-12
申请号：CN201711331471.0
申请日：2017-12-13
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: C04B35/80 , C04B35/56 , C04B35/622 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种MAX相陶瓷管材及其制备方法、核燃料包壳管，制备方法包括以下步骤：S1、称取以下质量百分比的原料：5％-15％的粘结剂、5％-15％的塑化剂以及2％-15％纤维增韧相；将原料加入去离子水中，配制成悬浊液；S2、将所述悬浊液加入MAX相纳米粉末中，制成固含量为60％-90％的浆料；S3、采用挤出成型方法将所述浆料制成MAX相陶瓷管坯；S4、将所述MAX相陶瓷管坯进行无压烧结，制得MAX相陶瓷管材。本发明的MAX相陶瓷管材适用于事故容错核燃料包壳，极大地提高了核反应堆在严重事故工况下维持核燃料组件结构与功能完整性的抗事故能力。
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公开(公告)号：CN108147828B
公开(公告)日：2021-08-27
申请号：CN201711331471.0
申请日：2017-12-13
Applicant: 广东核电合营有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: C04B35/80 , C04B35/56 , C04B35/622 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种MAX相陶瓷管材及其制备方法、核燃料包壳管，制备方法包括以下步骤：S1、称取以下质量百分比的原料：5％‑15％的粘结剂、5％‑15％的塑化剂以及2％‑15％纤维增韧相；将原料加入去离子水中，配制成悬浊液；S2、将所述悬浊液加入MAX相纳米粉末中，制成固含量为60％‑90％的浆料；S3、采用挤出成型方法将所述浆料制成MAX相陶瓷管坯；S4、将所述MAX相陶瓷管坯进行无压烧结，制得MAX相陶瓷管材。本发明的MAX相陶瓷管材适用于事故容错核燃料包壳，极大地提高了核反应堆在严重事故工况下维持核燃料组件结构与功能完整性的抗事故能力。
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公开(公告)号：CN110723979B
公开(公告)日：2022-02-08
申请号：CN201911102366.9
申请日：2019-11-12
Applicant: 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: C04B37/00
Abstract: 本发明涉及一种MAX相陶瓷的连接方法，属于陶瓷焊接领域。将石墨烯、碳纳米管等碳纳米材料与异丙醇混合制成浆料均匀涂覆在抛光后的MAX相陶瓷表面，两片MAX相陶瓷叠加后在1200°C~1400°C之间，真空度10‑2 Pa以上，2~5 MPa压力下焊接20 min即可实现任意两种MAX相陶瓷材料的无缝连接。通过该方法获得的陶瓷连接强度可达到母材强度的80%以上，而且该工艺适用于任意相同以及不同类型的MAX相陶瓷之间的连接。
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公开(公告)号：CN110723979A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201911102366.9
申请日：2019-11-12
Applicant: 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: C04B37/00
Abstract: 本发明涉及一种MAX相陶瓷的连接方法，属于陶瓷焊接领域。将石墨烯、碳纳米管等碳纳米材料与异丙醇混合制成浆料均匀涂覆在抛光后的MAX相陶瓷表面，两片MAX相陶瓷叠加后在1200°C~1400°C之间，真空度10-2 Pa以上，2~5 MPa压力下焊接20 min即可实现任意两种MAX相陶瓷材料的无缝连接。通过该方法获得的陶瓷连接强度可达到母材强度的80%以上，而且该工艺适用于任意相同以及不同类型的MAX相陶瓷之间的连接。
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公开(公告)号：CN107799185A
公开(公告)日：2018-03-13
申请号：CN201710824174.3
申请日：2017-09-13
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种燃料包壳及燃料组件，燃料包壳包括锆合金基体、设置在所述锆合金基体上的具有非化学计量比和梯度特征的中间层、以及设置在所述中间层上的环境屏蔽层；所述中间层和环境屏蔽层在所述锆合金基体上形成具有非化学计量比的梯度复相涂层。本发明克服了传统锆合金包壳单一涂层存在的界面应力、界面扩散、不耐高温蒸汽氧化的问题，通过协同设计，本发明的燃料包壳中通过具有非化学计量的梯度复相涂层的设置，使其适用于事故容错核燃料包壳用途，极大地提高了核反应堆在严重事故工况下维持核燃料组件结构与功能完整性的抗事故能力和安全阈值。
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