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公开(公告)号：CN117867381A
公开(公告)日：2024-04-12
申请号：CN202311767770.4
申请日：2023-12-21
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C22C38/02 , B21C37/02 , C22C38/04 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/42 , C22B9/18 , C21D8/02 , C21D1/18
Abstract: 本发明涉及一种核电用非对称双面异质复合钢板及其制备方法，包括：制备双面异质复合钢板的基板；制备双面异质复合钢板的复板；钢板组坯；采用真空电子束焊接方式对相邻板坯的四边进行焊接；复合板轧制；调质处理。本发明的优点是：采用非对称双面异质复合钢板，最大厚度达129mm，应用于制备小型核电机组安全壳，可解决热电联供一体化供热堆的顶封头及筒体关键材料“卡脖子”难题，推进我国核电机组关键材料国产化；非对称双面异质复合钢板所采用的工艺流程少，与其他制备过程中需制备侧板或镶嵌凹槽相比，生产成本低、成材率高；采用双面异质复合板，能够实现上下复材厚度的差异性，应用非对称双面异质复合钢板能够替代同等厚度不锈钢。
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公开(公告)号：CN117589605A
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202311630132.8
申请日：2023-12-01
Applicant: 浙江工业大学 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及换热管技术领域，尤其是涉及一种换热管间冲击滑动耦合磨损的实验装置，包括滑动机构、冲击机构、动力机构，滑动机构上安装第一换热管，冲击机构上安装有与第一换热管平行设置的第二换热管，动力机构驱动冲击机构远离或者靠近滑动机构运动，冲击机构和动力机构之间还设置有力补偿机构，本发明第一换热管做往复滑动运动，而冲击机构在力补偿机构和动力机构作用下朝滑动机构方向做往复竖直冲击运动，第一换热管、第二换热管之间受到了冲击滑动耦合作用，方便在该冲击滑动耦合作用下对换热管进行各种参数的实验测试。
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公开(公告)号：CN218849090U
公开(公告)日：2023-04-11
申请号：CN202223059454.5
申请日：2022-11-17
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本实用新型公开了一种采用核用双面复合金属钢板的核承压设备，涉及金属复合结构技术领域，包括容器；容器的壁体由依次连接的上层板、基层板和下层板构成三明治结构复合钢板；上层板采用不锈钢或镍基合金；基层板采用碳钢或合金钢；下层板采用不锈钢或镍基合金；容器顶部连接上封头，容器底部连接下封头；容器侧壁固定连接接管。通过碳钢或低合金钢双面复合不锈钢或镍基合金的方式，既能保证核承压设备结构具有较高的强度，又能保证核承压设备内外表面具有良好的耐腐蚀耐辐照性能。
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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：CN116219279A
公开(公告)日：2023-06-06
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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Patent Agency Ranking
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：CN116240457B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202211664907.9
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 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 本发明提供了一种超厚规格高强度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：0.13～0.16％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.10～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：1.60～2.1％；Cr：0.41～0.59％；V：0.06～0.08％；Ti：0.05～0.08％；W：0.01～0.03％；B：0.003～0.005％；Ca：0.001～0.003％；Al：0.02～0.05％；[H]≤1.5ppm；[O]≤8ppm；余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理；应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定，完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。
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