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公开(公告)号：CN115233107A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210900087.2
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流体气冷堆包壳用含Al型20Cr25NiNb奥氏体不锈钢及其制备方法，该种含Al奥氏体不锈钢包括以下质量百分数的成分：19～22％Cr，25～27％Ni，0.02～0.06％C，0.3～1.0％Nb，0.2～0.4％Si，1.8～2.5％Mo，2～4％Al，P≤0.008％，O≤0.003％，余量为Fe；优选成分添加0.005～0.008％B和0.16～0.27％V；通过添加Al来在氧化铬与金属基体之间生成氧化铝薄膜，提升不锈钢在高温超临界流体环境的耐腐蚀性能；Ni的质量百分数大于Cr的质量百分数，得到奥氏体FCC结构，极大提升了合金在高温超临界流体中的抗蠕变性能。
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公开(公告)号：CN118627403B
公开(公告)日：2024-11-26
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：CN115233105B
公开(公告)日：2023-03-28
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：CN108863424A
公开(公告)日：2018-11-23
申请号：CN201810842383.5
申请日：2018-07-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C04B35/83 , C04B35/565 , C04B35/622 , C04B41/83
Abstract: 本发明公开了一种屏蔽泵用C/C‑SiC轴瓦的制备方法，1)、制备C/C多孔轴瓦坯体：通过化学气相沉积工艺制备密度为1.25～1.45g/cm3的C/C多孔坯体，按照轴瓦尺寸进行第一次粗加工，获得C/C多孔轴瓦坯体；2)、C/C‑SiC轴瓦制备：对制备的C/C多孔轴瓦坯体进行反应熔渗处理，之后按照尺寸进行第二次精加工获得C/C‑SiC轴瓦；3)、C/C‑SiC轴瓦的树脂封孔：通过环氧树脂浸渍C/C‑SiC轴瓦并固化、保温处理，消除孔隙，按照尺寸进行最终精修，获得C/C‑SiC轴瓦部件。通过本发明所述方法制备的C/C‑SiC轴瓦具有强度高、耐磨性好、耐冲击性能好的优点。
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公开(公告)号：CN104032233B
公开(公告)日：2016-09-14
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119086413A
公开(公告)日：2024-12-06
申请号：CN202411182471.9
申请日：2024-08-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明属于材料性能预测领域，具体提供了一种高温二氧化碳环境材料性能退化预测方法，包括如下步骤：S1对原材料在高温CO2环境下进行t1时长的环境兼容性实验，获得材料参比样；S2分析材料参比样在基体不同位置的碳分布情况Ds1，并根据扩散模型分析CO2在材料基体中的扩散规律；S3根据扩散规律和扩散模型，确定原材料在高温CO2环境下服役t2时长时的碳分布情况Ds2；S4对试验件进行渗碳热处理，获得碳分布情况与步骤S3中碳分布情况Ds2一致的模拟试验件M2；S5测定模拟试验件M2的性能，获得最终预测性能。本发明通过模拟实验来构建材料长期服役性能的预测方法，为高温CO2环境结构材料评价提供了新思路，为结构材料在高温CO2环境下服役的可靠性奠定基础。
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公开(公告)号：CN116162852B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202211580186.3
申请日：2022-12-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/48 , C22C38/44 , C22C38/50 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D6/02 , B21J5/00 , C21D8/00
Abstract: 本发明公开了一种核用高强度抗腐蚀的奥氏体耐热钢及其制备方法和应用，奥氏体耐热钢主要由奥氏体基体和弥散分布于奥氏体基体中的Nb(C，N)析出相形成；奥氏体耐热钢中含有铬元素，所述铬元素的含量为19wt％～21wt％。奥氏体耐热钢的室温抗拉强度>630MPa，在700℃下的抗拉强度>400MPa，延伸率>30％，室温冲击功>180J，具有良好的高温力学性能，有望用于在第四代核能和高温超临界流体进行服役。
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公开(公告)号：CN102787300A
公开(公告)日：2012-11-21
申请号：CN201110128538.7
申请日：2011-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆结构材料的表面改性技术，具体是一种超临界水冷堆燃料包壳表面的Cr/CrAlN梯度涂层工艺。该工艺包括镀前处理、偏压反溅清洗以及采用弧离子增强反应磁控溅射，依次在奥氏体不锈钢基体表面上沉积Cr过渡层和CrAlN梯度层和涂层热处理。本发明的Cr/CrAlN梯度涂层工艺可使Cr/CrAlN梯度涂层的抗氧化温度达700℃以上，硬度值达2200Hv以上、涂层附着力达35N以上，使超临界水冷堆燃料包壳表面的抗高温氧化、结合力、抗热震性能好，力学性能优异，实现了表面涂层体结构与功能的协调统一，有效提高了超临界水冷堆燃料包壳的使用性能和使用寿命。
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公开(公告)号：CN102435546A
公开(公告)日：2012-05-02
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：CN116162852A
公开(公告)日：2023-05-26
申请号：CN202211580186.3
申请日：2022-12-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/48 , C22C38/44 , C22C38/50 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D6/02 , B21J5/00 , C21D8/00
Abstract: 本发明公开了一种核用高强度抗腐蚀的奥氏体耐热钢及其制备方法和应用，奥氏体耐热钢主要由奥氏体基体和弥散分布于奥氏体基体中的Nb(C，N)析出相形成；奥氏体耐热钢中含有铬元素，所述铬元素的含量为19wt％～21wt％。奥氏体耐热钢的室温抗拉强度>630MPa，在700℃下的抗拉强度>400MPa，延伸率>30％，室温冲击功>180J，具有良好的高温力学性能，有望用于在第四代核能和高温超临界流体进行服役。
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