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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：CN103364334A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310291236.0
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括挂钩（1）、圆盘（3）及多个下端封口的圆筒（2），其中，挂钩（1）连接于圆盘（2）上端面的中央部位，多个圆筒（2）的侧壁上端均连接于圆盘（3）的下端面，圆盘（3）设有与圆筒（3）数量相当且贯穿圆盘（3）上下端面的试样通孔，多个试样通孔与多个圆筒（2）的开口端位置一一对应。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时便于对不同形状的试样进行放置，进而使核燃料及材料堆外腐蚀试验时放置试样操作便捷，省时省力。
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公开(公告)号：CN103349943A
公开(公告)日：2013-10-16
申请号：CN201310291067.0
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01J3/03
Abstract: 本发明公开了一种用于延长高温高压釜的釜体密封面使用寿命的结构，包括釜体（1）及与釜体（1）连接的釜盖（2），其中，釜体（1）上端开口，釜体（1）侧壁顶端设置有环绕釜体（1）上端开口的镍基合金条带（5），釜盖（2）构成有与镍基合金条带（5）接触的密封球面。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明具有良好的耐久性和可靠性，可适应核材料堆外长期腐蚀性能试验的工况，并能延长高温高压釜的使用寿命。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105543560B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201610001966.6
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明公开了一种核用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0‑0.4%，Fe：0.46‑0.8%，Cr：0.1‑0.4%，V：0‑0.5%，Mo或Mn或Ge：0‑0.1%，Si或S：0‑0.1%，O：0.06‑0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。本发明通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使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中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN105568057A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201610001967.0
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2-0.6%，Nb：0.1-0.4%，Fe：0.35-0.65%，Cr：0.1-0.3%，Mo：0.05-0.25%，Ge或Bi或V：0-0.4%，Mn或Cu：0-0.25%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及杂质。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氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN105441717A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001961.3
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.1-0.3%，Nb：1.0-1.35%，Fe：0.01-0.15%，V：0.01-0.2%，Ni或Bi或Ge：0-0.1%，Mn或Mo：0-0.1%，O：0.06-0.15%，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：CN103364333B
公开(公告)日：2015-09-23
申请号：CN201310291094.8
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了核燃料及材料腐蚀性能试验用夹具，包括压簧（1）、上圆盘（2）及位于上圆盘（2）下方的下圆盘（3），其中，压簧（1）上下两端分别连接于釜盖（5）下端面和上圆盘（2）上端面，上圆盘（2）和下圆盘（3）均设有中心开孔，高温高压釜测温管（7）穿过上圆盘（2）和下圆盘（3）两者的中心开孔且与下圆盘（3）固定连接。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时在压簧（1）的调节作用下，能避免夹持试样（6）时出现应力腐蚀。
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公开(公告)号：CN103364332B
公开(公告)日：2015-09-09
申请号：CN201310291092.9
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了用于核材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括环架（2）、多根竖直设置的支撑柱（1）及连接在环架（2）上的多个挂钩（3），每根支撑柱（1）均与环架（2）的侧壁连接，环架（2）上多个连接支撑柱（1）的连接部位在环架（2）的环形面上等间距分布。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时可由挂钩（3）对试样（5）进行固定，并通过支撑柱（1）支承来放置在高温高压釜内，取放样方便，无需拆装连接，进而可提高腐蚀试验效率。
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