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公开(公告)号:CN111809119A
公开(公告)日:2020-10-23
申请号:CN202010697164.X
申请日:2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种弥散强化FeCrAl合金材料,是用纳米ZrC弥散FeCrAl合金材料;按重量百分比计,Cr含量为10%~16%,Al含量为3%~6%,Mo含量为0.1%~3%,Nb含量为0.01%~2%,ZrC纳米颗粒含量为0.2%~3.0%,余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明通过选用纳米ZrC弥散FeCrAl合金、并优化合金元素和纳米增强相的含量,获得一种核反应堆用纳米ZrC弥散FeCrAl合金包壳材料,使得FeCrAl基合金具有较高的高温强度和高温稳定性,同时具有良好室温力学性能和适合加工的塑性。
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公开(公告)号:CN109811116B
公开(公告)日:2020-06-09
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:CN110863153A
公开(公告)日:2020-03-06
申请号:CN201911234942.5
申请日:2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/22 , C22C38/06 , C22C38/28 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C33/02 , B22F9/04 , B22F3/15 , B22F3/17 , B22F3/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基ODS合金材料的制备方法,包括以下步骤:按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、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Si和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:CN110184604A
公开(公告)日:2019-08-30
申请号:CN201910554773.7
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硬度包覆层,所述包覆层用于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Cr沉积层和CrN硬化层。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抗高温氧化和耐磨损性能,是一种有发展前景的耐事故燃料包壳材料,且以N36合金为基体的包壳材料具有良好的高温力学能。
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公开(公告)号:CN107142422B
公开(公告)日:2019-05-21
申请号:CN201710391066.1
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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公开(公告)号:CN107217205B
公开(公告)日:2019-05-03
申请号:CN201710389979.X
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/24 , C22C38/04 , C22C38/44 , C22C38/48 , C22C38/50 , C22C38/46 , C22C33/04 , C21D8/02 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料,按重量百分含量计,由以下组分组成,Cr、AI、Mo、Nb、Si、Ti、V、Mn、Ni、La、C、N、O、Fe、杂质,其中,Cr、AI、Si合金元素的总重量百分比和大于等于17%,Mo、Nb、Ti、V合金元素的总重量百分比和大于等于3.0%,本发明所述的FeCrAl基合金,可有效提高合金室温力学性能及高温强度,且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用,使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能,在1000℃水蒸气条件下具有非常优异的抗高温氧化性能。
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公开(公告)号:CN106995902A
公开(公告)日:2017-08-01
申请号:CN201710391105.8
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D6/002 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C21D8/0247 , C22C38/001 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/22 , C22C38/26
Abstract: 本发明公开了一种FeCrAl基合金包壳材料及其制备方法,FeCrAl基合金包壳材料由以下组分组成,Cr、AI、Mo、Nb、Ta、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16%,Mo、Nb、Ta合金元素的总重量百分比为大于等于3.1%,Ce合金元素的总重量百分比为:0.05~0.1%,本发明所述的FeCrAl基合金,可有效提高合金室温力学性能及高温强度,且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用,使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能,在8000℃高温下合金材料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:CN119243111A
公开(公告)日:2025-01-03
申请号:CN202411376207.9
申请日:2024-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 上海福宜真空设备有限公司
Abstract: 本发明涉及一种细长管件的真空镀膜设备,采用了在腔体结构的一侧固定若干个分子泵控制装置;在腔体结构的圆周上设置若干个弧源;弧源在腔体结构的圆周表面上螺旋上升布置;在腔体结构的外部设置电机传动装置;电机传动装置带动转架驱动装置旋转;在转架驱动装置上连接三维转架装置;在三维转架装置上放置细长管件;转架驱动装置上带动三维转架装置,使得细长管件在腔体结构转动的同时,细长管件在弧源的作用下进行镀膜。在弧源重新设计排列以及改变内部的结构以后,实现了对细长管件完全镀膜,解决了在现有的真空镀膜设备中,由于受限于弧源分布以及细长管件较长的尺寸,无法完全镀膜均匀,造成镀膜质量很差的技术问题。
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公开(公告)号:CN117451549A
公开(公告)日:2024-01-26
申请号:CN202311388772.2
申请日:2023-10-25
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 深圳市万斯得自动化设备有限公司
Abstract: 本发明公开一种高温内压疲劳试验装置,包括介质储存件,所述介质储存件至少用于储存试验用的试验介质;介质流通组件,所述介质流通组件与介质储存件连通,至少用于将介质储存件内的试验介质导流至增压输出组件内;增压输出组件,所述增压输出组件与待试验的试件连通,至少用于将试验介质增压后,输出至试件内;试验炉,所述试验炉上安装有用于对其进行加热升温的加热组件;所述试验炉内的上部和下部还各安装一夹具,试件沿竖直方向布置于试验炉内,两夹具至少用于将试件的两端夹紧固定。本发明通过第一加压阀与液压缸的相互配合,可在一定增压比下,向试件内通入所需要的压力值。
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公开(公告)号:CN112355311B
公开(公告)日:2022-08-02
申请号:CN202011128428.6
申请日:2020-10-21
Applicant: 中国科学院合肥物质科学研究院 , 中国核动力研究设计院
IPC: B22F7/08 , B22F3/105 , B22F3/14 , C22C27/04 , C22C29/12 , C23C14/16 , C23C14/35 , C23C16/06 , C23C26/00 , C23F1/26 , C23F1/44 , G21C3/64 , G21C21/02
Abstract: 本发明公开了一种钨基金属陶瓷核燃料芯块及其制备方法,该芯块包括钨基金属陶瓷基体,所述钨基金属陶瓷基体上具有呈阵列式均匀排列的通孔结构,所述通孔结构的内壁具有保护层,且所述保护层将通孔结构的内壁完全覆盖。本发明避免了燃料芯块钨基金属陶瓷基体内部陶瓷相与外界环境的直接接触,起到保护作用,提高了钨基金属陶瓷核燃料芯块运行的安全可靠性。
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