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公开(公告)号：CN102110484B
公开(公告)日：2013-01-23
申请号：CN200910263588.9
申请日：2009-12-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/00
Abstract: 本发明公开一种乏燃料贮运用B4C-Al中子吸收板的制备方法。该方法采用框架轧制技术，首先把一定含量的B4C粉末与Al基体粉混合均匀，再模压成密实的生坯芯体，在真空炉中烧结，之后把烧结芯体置于铝合金框架中封装，最后轧制成板。该中子吸收板制备工艺简单，B4C在Al基体中分布均匀并有良好的界面结合。本产品适用于作乏燃料水池和运输容器中的中子吸收材料，控制乏燃料的临界安全。
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公开(公告)号：CN102808138A
公开(公告)日：2012-12-05
申请号：CN201110143627.9
申请日：2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢新材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢新材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti（0.03～1％）、Nb或Zr（0.01～1％）、Y（0.01～0.5％），经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢新材料在700℃下抗拉强度达到300MPa，屈服强度达到110MPa，在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能，具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能，解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键，为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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公开(公告)号：CN107236904B
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201710389967.7
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，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：CN107058872A
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201710390462.2
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/004 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26
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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公开(公告)号：CN104942286B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201510397921.0
申请日：2015-07-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B22F3/03
Abstract: 本发明公开的大密度差燃料坯成型的无落差布料装置及其布料方法，包括固定台、与固定台上表面齐平的布料台，布料台开有插入孔，插入孔内插入有螺栓，螺栓的外径套设有限位螺母，限位螺母位于布料台下方，还包括成型模具，成型模具的模腔内设置有可以上下活动的下模，螺栓插入到模腔内并与下模顶压连接。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104952500A
公开(公告)日：2015-09-30
申请号：CN201510398046.8
申请日：2015-07-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
CPC classification number: G21C21/02
Abstract: 本发明公开的是铀钼合金弥散燃料板制备方法，包括以下步骤：A、配料步骤：取铀钼合金粉、铝硅合金粉备用；B、混料步骤：将铀钼合金粉、铝硅合金粉投入到三维混料机中进行三维混料操作；C、芯坯成型步骤：将混合后的物料投入到削角成型模具中，采用液压机压制出削角形状的燃料芯坯；D、芯坯除气步骤：将削角形状的燃料芯坯在真空状态中进行热处理除气后得到弥散芯坯；E、组坯步骤：将Al框架和盖板进行机械加工后，进行表面处理，同时将弥散芯坯设置在Al框架中，采用盖板组装后焊接密封，形成轧制坯；F、轧制步骤：将轧制坯加热进行热轧处理成弥散燃料板，热轧完的弥散燃料板进行起泡退火试验，对没有鼓泡的弥散燃料板进行冷轧。
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公开(公告)号：CN104409121A
公开(公告)日：2015-03-11
申请号：CN201410754122.X
申请日：2014-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/00
CPC classification number: G21C21/10
Abstract: 本发明公开了一种弥散燃料板制备中的机械脱钢套方法，所述方法包括：步骤1：将热轧后的复合板置于液压剪板机上，使用所述液压剪板机分别在两预设位置分别剪掉所述复合板的两端头，露出燃料板的端头；步骤2：将剪去端头后的所述复合板使用折弯机折断所述复合板的两侧边；步骤3：步骤2的所述复合板置于台钳上固定，分离出一面钢包套，使用机械分离机的卷曲辊分离另一面的钢包套，得到无包套的燃料板，实现了高效率、低成本、无污染的完成机械脱钢套，且对工作人员身体无危害的技术效果。
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公开(公告)号：CN101169319B
公开(公告)日：2010-05-19
申请号：CN200710050739.3
申请日：2007-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01B7/06
Abstract: 本发明提供了一种核燃料板厚度自动检测装置，该装置采用模块式结构，包括测量头、底座、XY轴数控滑台、电感传感器和控制台等部件。与传统的手工方式相比，可彻底克服人工手动检测的缺点，自动测量核燃料板的厚度，且具备故障自检、定位、报警功能，可以远距离操作，大幅度提高了核燃料板厚度检测的精度和工作效率，测量可靠性好、自动化程度高，满足燃料板的厚度检测要求。
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公开(公告)号：CN116037939A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211647327.9
申请日：2022-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种金属雾化喷盘装置，涉及增材制造技术领域，包括导流管和喷盘本体，导流管的端头伸出喷盘本体下表面，所述导流管伸出的端头外周为正弦曲线型结构；所述喷盘本体包括上喷盘和下喷盘，所述导流管装配于上喷盘中部，所述下喷盘内侧环绕于所述上喷盘外侧周向设置，所述上喷盘外侧和下喷盘内侧之间形成环缝流道，所述环缝流道从上端进口到下端出口方向朝所述导流管轴线倾斜设置；所述环缝流道为拉瓦尔型流道；采用本方案，通过设置成起伏状的端口形状，通过起伏高点和地点的结合，能提高粉末收得率和细粉收得率，能有效减少甚至完全避免产生水滴形片状金属，以及完全避免高压气体在导流管下方形成气封导致堵孔的现象。
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公开(公告)号：CN110496968A
公开(公告)日：2019-11-26
申请号：CN201910886484.7
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种锆合金粉末的制备方法，包括以下步骤：(A)装炉，雾化炉内抽真空并置换惰性气体；(B)熔炼及雾化制粉，加热锆合金棒至锆合金棒的底端熔化形成熔融液滴，利用惰性雾化气体击碎所述熔融液滴形成锆合金粉末；(C)筛分，在保护气氛下筛分得到粒度符合要求的锆合金粉末；(D)真空热处理，在真空热处理炉中热处理步骤(E)中筛分得到的锆合金粉末，得到氢含量低于25μg/g的锆合金粉末；(E)出炉封装。本发明通过在筛分后引入真空热处理步骤处理锆合金粉末，能够显著地降低锆合金粉末的氢含量，满足核纯级的成分要求，且显著改善锆合金粉末的流动性，制得的锆合金粉末可直接应用于3D打印工艺制造包壳等核电站燃料组件相关部件。
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