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公开(公告)号：CN107385247B
公开(公告)日：2019-01-08
申请号：CN201710556758.7
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种含返回料的核级锆合金铸锭制备方法。本发明技术方案提出的工艺不需要制备传统的Zr‑Sn‑Fe/Cr中间合金纽扣锭，同时在电极制备过程中添加了一定比例的返回料，工艺经济性得到明显的提高，同时铸锭的成分均匀性控制满足铸锭技术要求，可用于核级锆合金铸锭的工业化规模生产。
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公开(公告)号：CN116021135B
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202211617240.7
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种CLA16F/M合金管的环焊缝电子束焊接方法，包括：将洁净的上端塞或下端塞压入洁净的合金管两端得到工件，其中，端塞与合金管的接缝紧密且端塞无损伤变形；将所述工件放入真空电子束焊机的焊接小室内夹持固定；对真空电子束焊机的电子枪室和焊接小室抽真空；调节真空电子束焊机对焦并使焦点对准端塞与合金管之间的接缝；根据焊接工艺参数对所述工件的接缝在旋转的状态下进行焊接得到具有环焊缝的工件。本发明实施例实现了CLA16F/M合金管的环焊缝电子束焊接，所述环焊缝无裂纹、气胀、未焊透、气孔或夹杂等缺陷，焊缝质量良好抗拉强度与母材相当。
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公开(公告)号：CN115958273B
公开(公告)日：2024-12-17
申请号：CN202211617238.X
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种CLA16F/M合金棒的充氦堵孔焊接方法，包括：启动焊机并将CLA16F/M合金棒的待堵孔端插入焊接小室；调节焊接小室内的钨极与CLA16F/M合金棒的待堵孔端的距离；对焊接小室进行排空操作，所述排空操作为2次以上，所述排空操作包括依次进行的抽真空操作、低压充氦气操作和放氦气操作；向完成排空操作的焊接小室内充满氦气并对焊接小室内的CLA16F/M合金棒的待堵孔端进行焊接。本发明实施例实现了CLA16F/M合金棒的充氦堵孔焊接，焊缝的氦捡漏泄漏率低于1.01×10‑9Pa·m3/s。充分保证了CLA16F/M合金棒的堵孔焊接可靠性。
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公开(公告)号：CN117809876A
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202311844831.2
申请日：2023-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请涉及燃料元件研制用设备技术领域，具体涉及一种新型棒状燃料元件芯块与包壳紧密贴合装置，其包括主体支撑机构、旋压机构、尾端轴向定位机构和抱夹定位机构；旋压机构滑动设置在主体支撑机构上且能够绕第一方向自转，旋压机构包括旋轮组件、电动卡盘和径向驱动机构，径向驱动机构与电动卡盘的卡爪连接，旋轮组件与径向驱动机构连接，其中，旋轮组件与径向驱动机构之间配置有压力传感器以在径向驱动机构的运动方向上检测旋轮组件所受力值；尾端轴向定位机构用于夹持待旋压工件的端部；抱夹定位机构设置于主体支撑机构上并位于旋压机构和尾端轴向定位机构之间。本申请能够实现对细长待旋压工件的旋压且具有较好的产品良率。
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公开(公告)号：CN115958273A
公开(公告)日：2023-04-14
申请号：CN202211617238.X
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种CLA16F/M合金棒的充氦堵孔焊接方法，包括：启动焊机并将CLA16F/M合金棒的待堵孔端插入焊接小室；调节焊接小室内的钨极与CLA16F/M合金棒的待堵孔端的距离；对焊接小室进行排空操作，所述排空操作为2次以上，所述排空操作包括依次进行的抽真空操作、低压充氦气操作和放氦气操作；向完成排空操作的焊接小室内充满氦气并对焊接小室内的CLA16F/M合金棒的待堵孔端进行焊接。本发明实施例实现了CLA16F/M合金棒的充氦堵孔焊接，焊缝的氦捡漏泄漏率低于1.01×10‑9Pa·m3/s。充分保证了CLA16F/M合金棒的堵孔焊接可靠性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115125453A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210872011.3
申请日：2022-07-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/18 , C21D1/18 , C21D8/02 , C22C33/04 , B21J5/00
Abstract: 本发明公开了一种FeCrW基铁马合金及其制备方法和应用，FeCrW基铁马合金中包含有质量百分数为0.1％～1％的Si，FeCrW基铁马合金在500℃～600℃范围内且连续使用5000小时后的断裂韧性大于160MPa·m1/2；通过向现有铁马合金的原料中添加质量分数为0.1％～1％的Si，不仅能够获得综合性能良好的FeCrW基铁马合金，而且在550℃左右的温度下，在一定的时间范围内，随着时间的增长，FeCrW基铁马合金的断裂韧性逐渐提高，有利于长期服役，可以作为制备堆芯结构的材料使用。
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公开(公告)号：CN114214568A
公开(公告)日：2022-03-22
申请号：CN202111582159.5
申请日：2021-12-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高强耐热的弥散增强FeCrAl合金材料、制备方法、应用，采用纳米混合物弥散FeCrAl合金，所述纳米混合物包括纳米ZrO与纳米TaC。采用在FeCrAl合金中添加纳米ZrO与纳米TaC颗粒，能够显著细化晶粒，提高FeCrAl合金的高温强度和组织稳定性，同时具有良好室温力学性能和适合加工的塑性，能够同时满足FeCrAl合金作为包壳材料在室温下的较高强度和塑性、在高温下(不低于800℃)的较高强度、在1000℃以上较长时间内具有较强的组织热稳定性且晶粒尺寸稳定不变的要求，可以用作反应堆用合金材料，尤其是作为堆芯结构材料和燃料元件包壳材料。
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公开(公告)号：CN112695256A
公开(公告)日：2021-04-23
申请号：CN202011361922.7
申请日：2020-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/04 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D1/28 , C21D1/773 , C21D9/08 , B23P15/00 , G21C15/14
Abstract: 本发明属于第四代铅铋冷却快堆结构材料技术领域，具体涉及一种铁素体马氏体钢包壳材料及其制备方法。本发明提供的一种铁素体马氏体钢包壳材料，该合金的成分包括：C：0.08～0.16wt％，Mn：0.30～0.8wt％，Si：0.50～1.20wt％，Cr：8.5～10.5wt％，W:1.0～2.5wt％，V:0.10～0.40wt％，Ta：0.10～0.40wt％，Zr：0.005～0.08wt％，La：0.005～0.05wt％，N：0.008～0.04wt％；其余为Fe和杂质。一种铁素体马氏体钢包壳材料制备方法，包括以下工艺步骤：(1)熔炼；(2)铸造；(3)锻造；(4)挤压；(5)管坯加工及热处理；(6)合金的多道次冷轧及中间热处理；(7)管材最终热处理。本发明通过创新性的成分设计、优化的管材加工形变工艺和热处理技术，改善材料微观组织，细化晶粒，从而提高合金的综合性能。
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公开(公告)号：CN106957971A
公开(公告)日：2017-07-18
申请号：CN201710388915.8
申请日：2017-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂用锆合金及其制备方法，解决了如何优化合金元素的组成和配比用于开发出耐腐蚀性能更加优良的锆合金的问题。本发明按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.30‑0.80，Nb：0.20‑0.60，Fe：0.20‑0.45，Mo和/或Cu：0.01‑0.15，O：0.06‑0.18，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，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。本发明的合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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公开(公告)号：CN103898369A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579084.X
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核动力反应堆用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40-0.60，Nb：0.40-0.60，Fe：0.30-0.40，Cr或V:0.05-0.15，Sb或Ge：0.002-0.10，Si或S：0.002-0.02，O：0.06-0.15，C：小于0.008，N：小于0.006，余量为锆。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，既改善了合金的耐腐蚀性能，又改善了合金的力学性能及抗辐照性能，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。这种合金材料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。通过试验检测结果，可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。
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