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公开(公告)号：CN110284027A
公开(公告)日：2019-09-27
申请号：CN201910721838.2
申请日：2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金，按重量百分比计，由下列成分组成：Sn：0.3-0.5，Nb：0.2-0.5，Fe：0.1-0.4，Cr：0.1-0.4，V、Ni、Si中的一种或多种元素：0.004-0.02，O：0.08-0.16，余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量，添加Fe、Cr元素，V、Ni、Si中的一种或多种元素，并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平，提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能，将该锆合金置于70ppm含锂水中，在温度为360℃，压力为18.6MPa腐蚀250天，锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2，腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。
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公开(公告)号：CN105441716A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001958.1
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯结构用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.01-0.15%，Nb：1.35-1.6%，Fe：0.15-0.5%，Cu：0.02-0.1%，Ge或V或Ni：0-0.2%，Si或S：0-0.2%，O：0.06-0.16%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的元素成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求，由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN104359755A
公开(公告)日：2015-02-18
申请号：CN201410652269.8
申请日：2014-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/02
Abstract: 本发明公开了一种用于力学试验机的真空密封结构及其安装方法，该真空密封结构包括波纹管（6），所述波纹管（6）下端密封连接在试验机拉伸杆（11）的支撑盘（3）上，上端与真空箱连通并密封连接在真空箱外壁。该真空密封结构采用波纹管将试验机和真空箱密封连接，将试验机的拉伸杆密封在波纹管内，并与真空箱连通，可避免试样测试时被氧化而生成氧化膜、影响高温力学数据准确性的状况，且本发明与试验机的连接方式对拉伸杆上的力传感器不会造成影响，保证了力学数据的可靠性；本发明还为获得更接近实际工作情况的力学性能奠定了基础。
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公开(公告)号：CN103898365A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578967.9
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.15-0.30，V或Mo：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.02，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足水冷核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的管板材产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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公开(公告)号：CN103898362A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578426.6
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.30，Fe：0.30-0.60，Cr：0.05-0.20和V：0.10-0.40两种元素中的至少一种，Si或S：0.002-0.03，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足水冷核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的管板材产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103898360A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210576987.2
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr：0.15-0.30,Cu或Bi或Ge：0.01-0.10，Si或S:0.002-0.03，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，既改善了合金的耐腐蚀性能，又改善了合金的力学性能及抗辐照性能，合金性能满足核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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公开(公告)号：CN103543074A
公开(公告)日：2014-01-29
申请号：CN201310474648.8
申请日：2013-10-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法，所述测量系统包括变形导杆、滑轨、轴向位移锁紧结构、测量记录单元；所述滑轨的横截面形状为十字形，包括两道上轨道和两道下轨道，两道上轨道与两道下轨道成轴对称分布；所述轴向位移锁紧结构包括两组位于滑轨上的传动装置，每组传动装置包括上传动结构和下传动结构；所述测量记录单元包括相互连接的光栅尺和变形实时记录系统，所述变形实时记录系统包括光栅尺数显表和变形测量记录仪。本发明采用上述结构，能够克服轴向变形对环向变形测量的影响，进而确保获得精确、稳定的环向变形测量数据。
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公开(公告)号：CN102735536A
公开(公告)日：2012-10-17
申请号：CN201210201569.5
申请日：2012-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了管环向变形测量的卡头、试样管、测量系统、测量方法，卡头采用仿形的卡槽方式夹持试样管，加载在环形试样管标距段两端的凹槽圆弧处，将环向拉伸试样管标距段的变形测量出来。本发明避免了以往以试验机拉杆位移代表整个环形试样管变形的情况，数据在反映试样管环向变形方面更接近变形的真实情况，且不对试样管引入机械刻槽等损伤，保证了试样管的完整性。
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公开(公告)号：CN101285140A
公开(公告)日：2008-10-15
申请号：CN200810084447.6
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料，具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，其组分为：Sn：0.70～1.20％，Nb：0.20～0.45％，Fe：0.20～0.40％，Cr：0.05～0.20％，O：0.06～0.15％，C小于0.015％，N小于0.008％，余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能，可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号：CN1940144A
公开(公告)日：2007-04-04
申请号：CN200510105646.7
申请日：2005-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种在氢化锆表面制备致密氢渗透阻挡层的工艺，该工艺是将氢化锆块经过磨光和预氧化后，在铬酐镀液中电镀30～180分钟，得到Cr－C合金镀层，经水煮去掉残余镀液后，再次氧化，可在氢化锆表面得到Cr－C－O氢渗透阻挡层，从而解决反应堆氢化锆慢化剂在650～750℃的工作温度下氢的析出问题。
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