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公开(公告)号：CN110218092A
公开(公告)日：2019-09-10
申请号：CN201910418816.9
申请日：2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C04B35/51 , C04B35/622 , G21C3/62
Abstract: 本发明公开了一种添加微量元素的UO2-ZrO2陶瓷材料，UO2-ZrO2陶瓷材料中含有添加元素：Nd、Mo、Ru、Ce、Ba、Pd、La、Y、Rh。所述陶瓷材料制备方法包括以下步骤：将UO2、ZrO2、粘结剂、助烧剂以及各添加元素对应的氧化物混合均匀，获得初步混合粉末；向初步混合粉末中加入乙醇，超声混合均匀；然后烘干获得干燥的混合粉末；将干燥混合粉末加压制作陶瓷材料生坯；在抽真空条件下，通入氢气气氛对陶瓷材料生坯进行烧结，获得添加微量元素的陶瓷材料。所述陶瓷材料可用于替代经过反应堆内辐照后的UO2-ZrO2燃料样品，用于燃料堆内辐照后的性能研究，避免燃料的堆内辐照实验，大幅降低研究成本。
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公开(公告)号：CN109988978A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711474904.8
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于阻尼合金领域，具体涉及一种高温氧化制备宽应变振幅高阻尼铁基复合合金的方法。包括以下步骤：步骤一、先将铁锰铬基合金在空气气氛下用氧化处理，随后炉冷至室温；步骤二、去除掉表面的氧化层；步骤三、最后在200℃～500℃处理2小时～48小时后炉冷至室温，制备得到铁基复合合金。本发明的有益技术效果在于：没有变形的过程；简单的常规热处理设备就能完成制备过程；制备的铁基复合合金在宽应变振幅下均拥有比传统方法处理的铁锰铬基合金更高的阻尼性能。
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公开(公告)号：CN107236904B
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201710389967.7
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。
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公开(公告)号：CN109957757A
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201910270621.4
申请日：2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种两步法PVD技术制备超厚Ti‑Al‑C三元涂层的方法，对锆包壳基体样件进行表面洁净，冷风吹干样件后，装夹在真空腔室内的三维转架上，并对基体样件进行加热；充入Ar气，施加高偏压，对基体样件进行辉光溅射清洗或者电子枪加热清洗刻蚀；用引弧针开启TixAl弧靶，高偏压溅射清洗TixAl靶材，同时在基体表面生成基础层；低偏压沉积TixAl涂层，生成过渡涂层；调整合适的弧电流、偏压，开启中频磁控石墨靶，沉积Ti‑Al‑C超厚涂层；进行高温退火。本发明的制备工艺下得到的材料更能适用于核领域，使用更加安全，得到的材料的性能更好。
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公开(公告)号：CN107142423B
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201710391070.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核燃料组件结构材料FeCrAl基合金及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，Zr，Ta，Mn，La，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.05％～20.2％，Mo、Nb、Zr及Ta合金元素的总重量百分比含量为3.15％～5.65％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109811116A
公开(公告)日：2019-05-28
申请号：CN201910128066.1
申请日：2019-02-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐事故包壳用FeCrAl基合金纳米晶材料的制备方法，FeCrAl基合金锻件进行高温固溶，保温1～2h，冷却后获得完全固溶的超饱和合金固溶体；将FeCrAl基合金饱和固溶体进行温轧加工；将温轧变形后的合金进行5％～10％冷轧变形，然后进行低温时效处理；将低温时效后的变形合金进行退火热处理，得到材料。本发明制备的材料在高温下具有较好的抗氧化能力以及腐蚀能力，更适用于核领域。
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公开(公告)号：CN107142424B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107217197B
公开(公告)日：2019-05-03
申请号：CN201710389966.2
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C38/44 , C22C38/48 , C22C38/50 , C21D8/02 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.7～2.0％，Nb：0.8～1.0％，Ti：0.5～1.0％，Si：0.1～0.2％，Zr+Ta+W：0.1～0.3％，Ga+Ni：0.1～0.2％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107142424A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710390400.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/22 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1～2.5％，Nb：0.1～0.5％，Si：0～0.3％，Zr：0～0.2％，W：0～0.05％，Ga：0～0.05％，La：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107142422A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710391066.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/48
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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