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公开(公告)号：CN112941407A
公开(公告)日：2021-06-11
申请号：CN202110109344.6
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/28 , C22C33/02 , B22F3/15 , B22F3/20 , B22F3/24 , B22F5/10 , B22F9/04 , C21D8/10 , C21D1/26
Abstract: 本发明公开了反应堆用纳米氧化物强化铁素体钢、管材及其制备方法，解决了现有的ODS钢的性能无法进一步满足更高要求的热管式反应堆的特定环境对结构材料的要求，同时ODS钢材现有的加工方式受到ODS钢材的加工性能的局限，不利于制造热管式反应堆中的管材的技术问题。本发明的纳米氧化物强化铁素体钢的原料组分如下：Cr：12～15％，W：1～5％，Ti：0.2～0.8％，Si：0.1～0.6％，Zr：0.3～0.8％，Y2O3：0.2～0.7％，Fe：余量。本发明的纳米氧化物强化铁素体钢具有力学性能及抗辐照肿胀能力好以及实现材料的近净成型等优点。
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公开(公告)号：CN110760760A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201911234945.9
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～0.6％Nb、0～0.4％Ti、1.0～3.0％Sc、0～0.3％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.25～0.5％Y2O3粉末机械合金化球磨处理；球磨后的粉末通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得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合金具有良好的常温和高温力学性能、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：CN110184605A
公开(公告)日：2019-08-30
申请号：CN201910555554.0
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材料外表面包覆层，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、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、耐腐蚀、膜基协同变形以及耐磨损等性能，是一种有发展前景的耐事故核燃料包壳材料，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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公开(公告)号：CN110085337A
公开(公告)日：2019-08-02
申请号：CN201910418649.8
申请日：2019-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种UO2-ZrO2陶瓷燃料显微组织分析用样品的制备方法，所述显微组织分析用样品采用氟化氢铵和高纯去离子水的混合溶液作为蚀刻剂，所述氟化氢铵和高纯去离子水的配比为1g:1ml；将所述混合溶液用于蚀刻UO2-ZrO2陶瓷燃料，蚀刻后UO2-ZrO2陶瓷燃料用于显微组织分析。本发明可以很好地显示出新型、高性能UO2-ZrO2陶瓷燃料芯块清晰的显微组织，特别是晶粒形貌和晶界轮廓，为优化UO2-ZrO2陶瓷燃料的制备工艺和性能改进奠定了基础；且工艺技术路线简单，工艺参数易于控制，对工艺设备和相关实验器皿无苛刻要求，易于实现。
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公开(公告)号：CN107058872B
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201710390462.2
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基合金材料及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7％～6.1％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107142421B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710390429.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核电燃料元件用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料均无法满足作为适用于燃料元件包壳、格架等堆芯结构体用要求的问题。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、0.1～0.3wt％Ta、0.1～0.3wt％V，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：CN108796454A
公开(公告)日：2018-11-13
申请号：CN201810736912.3
申请日：2018-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用锆包壳表面金属涂层PVD制备工艺，解决了现有技术制备出的涂层在涂层厚度、结合力、孔隙率上均达不到核反应堆包壳涂层材料的要求，无法应用到核反应堆包壳涂层材料的制备上的问题。本发明包括(1)对锆包壳基体进行表面前处理；(2)对锆包壳基体表面进行离子清洗；(3)在Ar气氛下，开启Cr弧靶，在锆包壳基体上形成Cr基础层；(4)调整弧电流、偏压、占空比，沉积120S～180S后形成Cr过渡层；(5)调整弧电流、偏压、占空比，沉积2h以上形成Cr超厚涂层；(6)关闭弧源，降温至80℃以下即可。本发明膜基结合力≥80N，涂层结晶度大于95％，锆基体晶粒度﹥9级，涂层锆包壳的耐腐蚀和抗高温氧化能力得到明显提高。
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公开(公告)号：CN107236904A
公开(公告)日：2017-10-10
申请号：CN201710389967.7
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、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17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下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：CN107177780A
公开(公告)日：2017-09-19
申请号：CN201710390479.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核燃料组件包壳材料FeCrAl基合金及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，Zr，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.1％～20.5％，Mo、Nb、Zr及V合金元素的总重量百分比含量为3.1％～6.2％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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公开(公告)号：CN106987780A
公开(公告)日：2017-07-28
申请号：CN201710389961.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 , C22C38/04 , C21D1/26 , C21D8/02 , C21D6/00
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D6/002 , C21D6/005 , C21D6/008 , C21D8/0226 , C21D8/0247 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：2～3.5％，Nb：1～2.5％，Si：0.1～0.5％，Zr：0～0.5％，Mn：0～0.05％，La+Ce或La+Y：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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