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公开(公告)号：CN115781179A
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202211647305.2
申请日：2022-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23P11/00
Abstract: 本发明公开了一种棒型核燃料元件磁脉冲紧密贴合封装‑连接协同成形装置与方法，包括真空系统、移动装置、成形线圈、集磁器和电磁成形机；真空系统包括真空室，真空室的两个相对壁面上开设有用于穿设核燃料元件并固定核燃料元件端部的通孔；集磁器设置在真空室内并用于同轴装配在核燃料元件外壁上；成形线圈同轴缠绕装配在集磁器上；移动装置用于驱动集磁器和成形线圈沿着核燃料元件的轴向移动；电磁成形机用于向成形线圈提供不同的放电电压。本发明利用通脉冲强电流的成形线圈瞬间激发的强洛伦兹力驱动成形管件发生高速变形，能够在同一套装置中实现包壳管‑燃料芯体的紧密贴合封装以及包壳管‑端塞连接的功能，实现两种工艺过程的时空集成。
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公开(公告)号：CN115679263A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211239375.4
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C23C14/16 , C23C14/08 , C23C14/32 , C23C16/06 , C23C16/40 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C30/00 , C22C38/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用耐蚀涂层、包壳材料及其制备方法，所述耐蚀涂层由基体表面向外依次为Cr过渡层、中间层以及(CrxAl(1‑x))O环境屏蔽层，中间层为FeCrAlMo中间层或FeCrAl中间层，其中，x的取值为0～1；包壳材料，包括基体和沉积在基体表面上的涂层，所述基体采用不锈钢制成，所述涂层为核反应堆用耐蚀涂层。本发明所述耐蚀涂层不仅能够很好与基体结合，且能具有良好的耐铅铋腐蚀性能；本发明所述包壳材料具有优异的耐铅铋腐蚀性能、与液态铅铋冷却剂具有更好的界面相容性，满足快堆常用不锈钢包壳材料的高温工况运行要求。
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公开(公告)号：CN110779856B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN201911141689.9
申请日：2019-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种用于铅铋合金熔体腐蚀试验的试样安装装置及方法，所述安装装置包括用于安装试样的安装柱，还包括用于实现试样在安装柱轴线上位置约束的约束装置；所述约束装置包括多个隔离环，所述隔离环可套设在安装柱上；所述约束装置还包括可套设在安装柱上的套管；所述约束装置还包括设置在安装柱底端的第一约束体，所述第一约束体的侧面相对于安装柱的侧壁外凸。所述安装方法为基于所述安装装置实现。采用本方案提供的试样安装装置及安装方法，可有效提升腐蚀试验效率。
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公开(公告)号：CN113649549A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202110887493.5
申请日：2021-08-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于金属材料制造装备技术领域，具体涉及一种自带模具预热功能的真空射铸装置及射铸方法，该装置结构包括真空熔炼室、感应熔炼装置、模具夹持装置、熔炼电源、模具预热装置；通过在顶部模具夹持区域增加模具预热装置，使射铸模具在射铸前能充分均匀预热，从而有效避免了模具预热不均匀和模具预热温度不可控的情况，改善金属管棒材坯料顶部的铸造质量。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115354227A
公开(公告)日：2022-11-18
申请号：CN202211007591.6
申请日：2022-08-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C38/32 , C21D1/18 , C21D6/00 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种反应堆燃料包壳材料用铁素体马氏体钢及其热处理工艺，合金元素包括0.12％≤C≤0.15％，9.00％≤Cr≤12.00％，1.50％≤W≤1.80％，0.18％≤V≤0.25％，0.12％≤Ta≤0.18％，0.01％≤Zr≤0.015％，0.40％≤Mn≤0.50％，1.0％≤Si≤1.5％，0.010％≤N≤0.040％，0.005％≤11B≤0.01％，S、O、P各元素含量小于0.005％，余量为Fe基体。热处理工艺包括以下步骤：将铁素体马氏体钢半成品经高温热处理、盐水淬冷、二次回火处理后获得FM钢。本发明利于获得具有更高力学强度和耐液态金属腐蚀的反应堆燃料包壳材料用铁素体马氏体钢。
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公开(公告)号：CN107304465A
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201610246460.1
申请日：2016-04-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料组件用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0.001-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。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：CN107116339A
公开(公告)日：2017-09-01
申请号：CN201710304946.0
申请日：2017-05-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23P15/00
Abstract: 本发明公开了一种锆合金包壳管材制备工艺，解决了现有技术中未见有适用于N36锆合金成品包壳管材制备工艺报道的问题。本发明包括(1)N36锆合金经过熔炼、锻造、淬火后制成挤压锭；(2)挤压锭热挤压成外径为71～79mm、内径为40～50mm的管坯；(3)管坯第一道次轧制成外径为50～60mm、壁厚为10～11.5mm的管坯，轧制后退火；(4)再进行3～4道次冷轧，最后制成包壳管材，相邻两道次冷轧之间进行中间退火；(5)包壳管材最终去应力退火或最终再结晶退火后制成成品管材。本发明具有工艺稳定、成品率高等优点，且制备出的管材具有抗腐蚀性能、拉伸性能、爆破性能、织构、CSR等性能非常优异的优点。
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公开(公告)号：CN105420551A
公开(公告)日：2016-03-23
申请号：CN201610001962.8
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种水冷核反应堆用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0.8-1.5%，Cu：0.01-0.2%，Zn：0.01-0.2%，Bi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。本发明对锆合金内的组分进行优化，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特别是在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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