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公开(公告)号：CN110863148A
公开(公告)日：2020-03-06
申请号：CN201911233992.1
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , B22F9/04 , B22F3/15 , B22F3/17 , B22F3/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基ODS合金的制备方法，包括以下步骤：按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、Sc、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；将合金粉末与Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN110779856A
公开(公告)日：2020-02-11
申请号：CN201911141689.9
申请日：2019-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种用于铅铋合金熔体腐蚀试验的试样安装装置及方法，所述安装装置包括用于安装试样的安装柱，还包括用于实现试样在安装柱轴线上位置约束的约束装置；所述约束装置包括多个隔离环，所述隔离环可套设在安装柱上；所述约束装置还包括可套设在安装柱上的套管；所述约束装置还包括设置在安装柱底端的第一约束体，所述第一约束体的侧面相对于安装柱的侧壁外凸。所述安装方法为基于所述安装装置实现。采用本方案提供的试样安装装置及安装方法，可有效提升腐蚀试验效率。
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公开(公告)号：CN110729064A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201911016645.3
申请日：2019-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
Abstract: 本发明公开了核电用Al2O3-Gd2O3可燃毒物陶瓷材料及其制备方法，解决了现有技术中未见能够有效适用于核电运行环境下，并有效提高核电的安全性和经济性目的的Al2O3-Gd2O3可燃毒物材料的问题。本发明包括(1)制备Gd(NO3)3和Al(NO3)3的混合溶液，制备饱和(NH4)2CO3溶液；(2)将饱和(NH4)2CO3溶液加入到混合溶液中反应，反应后获得沉淀物；(3)沉淀物清洗后烘干得到前躯体粉末；(4)将前躯体粉末放置到480～520℃条件下保温4～6h后取出研磨得到粉体；(5)粉体压制成型，再经过烧结后得到成品。本发明具有致密度高、强度高，适用于先进核电水冷动力堆，固有安全性高等优点。
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公开(公告)号：CN110483055A
公开(公告)日：2019-11-22
申请号：CN201910727806.3
申请日：2019-08-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C04B35/577 , C04B35/80 , C04B35/628
Abstract: 本发明公开了一种含共沉积复相界面的SiCf/SiC复合材料制备方法，包括以下步骤：采用CVI工艺对SiC纤维预制体进行界面沉积，以丙烯为碳源气体、以三氯甲基硅烷为碳化硅源气体进行共沉积；载气为氢气，稀释气体为氩气和氢气；利用CVI工艺对完成界面沉积的SiC纤维预制体进行SiC基体沉积，碳化硅源气体为三氯甲基硅烷，载气为氢气，稀释气体为氩气和氢气。制备获得的SiCf/SiC复合材料，在纤维与基体之间为PyC-SiC复相界面，PyC-SiC复相界面是共沉积形成的、由SiC纳米晶和热解炭相PyC组成的复相界面。本发明提供的制备方法，主要包括利用CVI共沉积制备PyC-SiC复相界面以及SiC基体的致密化两个主要步骤，界面制备更容易控制且制备效率也更高；所制备的SiCf/SiC复合材料的强韧性得到进一步提高。
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公开(公告)号：CN110106467A
公开(公告)日：2019-08-09
申请号：CN201910554794.9
申请日：2019-06-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用高效结合包覆层，所述包覆层沉积在核反应堆用基体材料外表面上，包覆层由内向外依次包括Zr-Cr或Ti-Cr过渡层以及Cr沉积层。上述包覆层的制备方法，采用物理气相沉积法、热喷涂法、冷喷涂法、激光熔覆法、电镀法或化学气相沉积法，优选采用物理气相沉积法中的电弧离子镀。在锆合金基体材料上涂覆上述包覆层获得的包壳材料具有良好的耐腐蚀、膜基协同变形以及抗高温氧化能力，是一种有发展前景的耐事故燃料包壳材料，且以N36合金为基体的涂层包壳材料高温力学性能表现更好。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109943811A
公开(公告)日：2019-06-28
申请号：CN201910270332.4
申请日：2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于锆合金包壳上涂层的制备方法，解决了现有涂层的制备方法均存在各自缺陷的问题。本发明在涂层制备工艺上采用了真空电弧离子镀与磁控溅射离子镀相结合的方法。本发明首先采用真空电弧离子镀的方法在锆合金包壳上沉积涂层，以提高镀膜速率以及膜基结合力；然后，同时进行真空电弧离子镀沉积和磁控溅射离子镀沉积，生成致密的中间层，提高表面平整度；最后，单独采用磁控溅射离子镀继续沉积涂层，以获得致密精细的表层组织，达到降低涂层表面粗糙度、降低摩擦系数的效果。
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公开(公告)号：CN109811316A
公开(公告)日：2019-05-28
申请号：CN201910270625.2
申请日：2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种高燃耗长寿期锆合金涂层及其制备方法。本发明中的锆合金为燃料元件包壳材料，涂层为金属Cr涂层，金属Cr的纯度大于99.95％，涂层厚度为1～10μm。本发明中的涂层主要用来提高锆合金包壳的耐腐蚀性能及抗高温氧化性能，以达到提高燃料元件的固有安全性以及延长换料周期的目的。本发明并提供了该涂层的制备方法，通过方法的优化，获得更加良好的涂层结合力和精细的涂层表面组织。
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公开(公告)号：CN107385247B
公开(公告)日：2019-01-08
申请号：CN201710556758.7
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种含返回料的核级锆合金铸锭制备方法。本发明技术方案提出的工艺不需要制备传统的Zr‑Sn‑Fe/Cr中间合金纽扣锭，同时在电极制备过程中添加了一定比例的返回料，工艺经济性得到明显的提高，同时铸锭的成分均匀性控制满足铸锭技术要求，可用于核级锆合金铸锭的工业化规模生产。
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公开(公告)号：CN107417234A
公开(公告)日：2017-12-01
申请号：CN201710849612.1
申请日：2017-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C04B28/24 , C04B38/0045 , C04B2111/00862 , C04B2201/32 , C04B14/34 , C04B14/42 , C04B14/30
Abstract: 本发明公开了具有γ辐照屏蔽性能的气凝胶保温隔热材料及其制备方法，解决了现有技术中未见能够同时克服玻璃棉缺陷并达到γ辐照屏蔽功能的保温材料的问题。本发明包括制备好二氧化硅溶胶，然后将γ射线吸收体加入到二氧化硅溶胶中混合均匀后制成二氧化硅溶胶基料；在模具内平铺好纤维增强材料，将制备好的二氧化硅溶胶基料倾倒于模具中，当二氧化硅溶胶基料将纤维增强材料完全浸润后获得湿凝胶复合材料，进行合模、定型、拆模，然后将模具中的湿凝胶复合材料取出放置到溶剂置换装置中进行溶剂置换，最后取出干燥即制成保温隔热材料；γ射线吸收体的加入量为保温隔热材料重量的2wt～20wt％。本发明具有隔热性能良好、γ辐照屏蔽功能优异等效果。
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公开(公告)号：CN106990428A
公开(公告)日：2017-07-28
申请号：CN201710304399.6
申请日：2017-05-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置，解决了现有检测方式存在分析流程长、操作繁琐，不能进行核临界安全在线监测的问题。本发明包括：采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU；其中，Φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。本发明具有实现含铀液体中铀浓度的实时、在线测量等优点。
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