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公开(公告)号：CN115233105A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210898460.5
申请日：2022-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，0.2～0.8％Si，0.6～1.0％Mn，0.8～2.2％Mo，1.5～4.5％W，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe；Mo和W两者相互协同，作为一种可能的优选方式，W和Mo的质量比为1.8:1～2.2:1，还可添加0.003～0.01％B和/或2～4％Al，且Cr和Al质量百分数≤24％，保证了所得不锈钢的固溶强化效果，也具有析出强化效果，提高了不锈钢的力学强度和抗蠕变性能。
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公开(公告)号：CN103014621B
公开(公告)日：2014-11-05
申请号：CN201110285282.0
申请日：2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法，具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括：步骤一：基体镀前处理与反溅清洗；用300目～1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光，达到镜面状态即可，然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗，除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干，最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗，步骤二：Cr(C，N)梯度过渡层沉积；步骤三：Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积；步骤四：涂层热处理。本发明的效果是：硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
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公开(公告)号：CN102435546B
公开(公告)日：2013-04-10
申请号：CN201110263112.2
申请日：2011-09-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种水化学控制系统，具体是超临界高压釜鼓泡除氧系统。该系统由鼓泡除氧单元、测控单元及泵入泵出单元组成。鼓泡除氧单元设有蜂窝孔板，使气体分散，增大水与气体的接触面积；在泵入泵出单元的气体流道出口设有止回阀，使析出气体能有效排出，防止因浓度差造成的氧气回流，从而可以有效去除实验用水中的氧，使氧含量降至2ppb以下。在气体排出流道设有止回阀和蠕动泵，可将空气及水溶液中的氧气泵入试验用水，从而有效调节含氧量。测控单元采用反馈控制，可有效控制与监测氧含量。本系统不需加热即可除氧，能耗低，除氧效率高。
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公开(公告)号：CN103014621A
公开(公告)日：2013-04-03
申请号：CN201110285282.0
申请日：2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法，具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括：步骤一：基体镀前处理与反溅清洗；用300目～1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光，达到镜面状态即可，然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗，除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干，最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗，步骤二：Cr(C，N)梯度过渡层沉积；步骤三：Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积；步骤四：涂层热处理。本发明的效果是：硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
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公开(公告)号：CN102808138A
公开(公告)日：2012-12-05
申请号：CN201110143627.9
申请日：2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢新材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢新材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti（0.03～1％）、Nb或Zr（0.01～1％）、Y（0.01～0.5％），经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢新材料在700℃下抗拉强度达到300MPa，屈服强度达到110MPa，在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能，具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能，解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键，为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118627403A
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202411106775.7
申请日：2024-08-13
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳)(哈尔滨工业大学深圳科技创新研究院) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明建立一种掺杂二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算方法。主要通过模型计算不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下的掺杂二氧化铀陶瓷燃料的组成成分；根据计算的组成成分结果，制备一系列模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度的二氧化锆掺杂二氧化铀燃料；然后测量模拟不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度掺杂二氧化铀材料的杨氏模量、硬度、断裂韧性、断裂强度力学性能数据；然后基于机器学习方法，建立一种不同二氧化锆掺杂量和不同燃耗深度条件下二氧化铀陶瓷燃料力学性能的计算模型和方法。本发明方法可以定量预测二氧化锆掺杂二氧化铀陶瓷燃料的力学性能，有助于准确评估掺杂二氧化铀陶瓷燃料的堆内反应行为。
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公开(公告)号：CN113151747A
公开(公告)日：2021-07-23
申请号：CN202110460232.5
申请日：2021-04-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种耐高温腐蚀的含铝奥氏体不锈钢及制备方法，包括如下重量百分比的成分：Ni：15～30％、Cr：15～25％、Al：2.5～8％、Mo：1～3％、Si：0.1～1％、Nb：0.1～2％、C：0.02～0.2％、Y/Hf：0.02～0.2％，余量为Fe。本发明的含铝奥氏体不锈钢，将Cr含量提升至15～25wt.％，Al含量提升至2.5～8wt.％，即包含足够高含量的Cr和Al元素，Cr和Al都是提高抗氧化性能的关键元素，高Cr和Al含量有助于Al‑Cr氧化膜形成；在合金表面能够形成稳定致密的Cr2O3氧化膜，提高材料抗氧化性能，同时在氧化气氛中合金表面能够形成Al2O3氧化膜，Al2O3层热力学稳定性好，生长速率低，在极端环境中更具保护性，而且Al还会在基体中形成大量的B2‑NiAl相，提高了材料在高温氧化性气氛中的使用温度，提高材料的抗腐蚀性能，可在高温极端环境下使用。
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公开(公告)号：CN104032233A
公开(公告)日：2014-09-10
申请号：CN201410227245.8
申请日：2014-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种奥氏体不锈钢，其成分重量百分比为：C：≤0.08%，Si：0.20%-0.70%，Mn：0.50%-1.50%，Ni：19.00%-22.00%，Cr：23.00%-25.00%，Mo：2.65%-2.88%，P：＜0.005%，S：＜0.005%，Co：＜0.01%，余量为铁和杂质。本发明还公开了上述奥氏体不锈钢的制造工艺。本发明的不锈钢具有良好的蠕变性能、氧化性能、腐蚀性能等，具有良好的中子经济性和成本经济性，抗中子辐照肿胀性能良好，满足SCWR燃料包壳或堆内构件应用要求，为SCWR提供候选材料，此外，也可满足核反应堆温度、安全性、经济性不断提高的需要。
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公开(公告)号：CN102808138B
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201110143627.9
申请日：2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti（0.03～1％）、Nb或Zr（0.01～1％）、Y（0.01～0.5％），经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢材料在700℃下抗拉强度达到300MPa，屈服强度达到110MPa，在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能，具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能，解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键，为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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公开(公告)号：CN201819832U
公开(公告)日：2011-05-04
申请号：CN201020558791.7
申请日：2010-10-13
Applicant: 武汉大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型为一种用于核材料拉伸试样高温离子辐照的加热装置，由加热槽（3）、加热槽盖（2）所构成。加热槽（3）的尺寸与标准核材料试样（1）相适配，其内底部中端位置对应两个槽壁间有一由加热丝（5）及其外的绝缘传热层（4）所形成的突起肋，且与突起肋对应的槽壁上设有适于引入加热丝电源的切口（6）；加热槽盖（2）的数量为两个，且其形状呈L形；其L形的一端与加热槽的一侧上端部相适配，L形的另一端与拉伸试样（1）的一侧端头顶部相适配。其加热热量集中，高温条件可达600-800℃，为当前超临界水堆、核聚变堆等先进核能系统的核材料的高温辐照损伤研究创造了较好的条件。
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