核燃料包壳管双轴蠕变稳压单元
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115493086A

    公开(公告)日:2022-12-20

    申请号:CN202211166616.7

    申请日:2022-09-23

    Abstract: 本发明公开一种核燃料包壳管双轴蠕变稳压单元,包括供气源、增压组件、稳压组件;所述供气源用于向包壳管提供增压用的气体介质;所述稳压组件与供气源连接,稳压组件用于调节供气源提供的气体介质的压力;所述增压组件连接于稳压组件与包壳管之间,增压组件用于对气体介质进行增压,并将增压后的气体介质输出至包壳管内。本发明采用PWM高频无泄漏电磁阀进行泄压控压,消除充压过程中,因高温真空炉的温度变化而带来的压力波动问题,同时,采用恒温缓冲器消除环境温度变化对压力波动的影响,可实现输出压力可调、升压速率可调、长周期内输出高精度稳定的压力等功能,同时,可减少空气压缩机工作时间和启动频率,达到节能的目的。

    一种核用锆合金
    3.
    发明授权

    公开(公告)号:CN105543560B

    公开(公告)日:2018-09-11

    申请号:CN201610001966.6

    申请日:2016-01-06

    Abstract: 本发明公开了一种核用锆合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Nb:0‑0.4%,Fe:0.46‑0.8%,Cr:0.1‑0.4%,V:0‑0.5%,Mo或Mn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。

    用于力学试验机的真空密封结构及其安装方法

    公开(公告)号:CN104359755B

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201410652269.8

    申请日:2014-11-17

    Abstract: 本发明公开了一种用于力学试验机的真空密封结构及其安装方法,该真空密封结构包括波纹管(6),所述波纹管(6)下端密封连接在试验机拉伸杆(11)的支撑盘(3)上,上端与真空箱连通并密封连接在真空箱外壁。该真空密封结构采用波纹管将试验机和真空箱密封连接,将试验机的拉伸杆密封在波纹管内,并与真空箱连通,可避免试样测试时被氧化而生成氧化膜、影响高温力学数据准确性的状况,且本发明与试验机的连接方式对拉伸杆上的力传感器不会造成影响,保证了力学数据的可靠性;本发明还为获得更接近实际工作情况的力学性能奠定了基础。

    一种核动力堆芯用锆合金

    公开(公告)号:CN103898361B

    公开(公告)日:2017-02-22

    申请号:CN201210578413.9

    申请日:2012-12-27

    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堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40-0.80,Nb:0.75-1.10,Fe+Cr:0.20-0.50,Fe/(Nb+Fe):0.20~0.35,Cu或Bi或Ge:0.01-0.1,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系合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,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,从而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。通过具体实施方式中的试验检测结果,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。

    一种水冷核反应堆用锆基合金

    公开(公告)号:CN103898362B

    公开(公告)日:2016-08-10

    申请号:CN201210578426.6

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.20?0.60,Nb:0.10?0.30,Fe:0.30?0.60,Cr:0.05?0.20和V:0.10?0.40两种元素中的至少一种,Si或S:0.002?0.03,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,本发明提供的合金性能满足水冷核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管板材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。通过具体实施方式中的试验检测结果,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。

    核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法

    公开(公告)号:CN103543074B

    公开(公告)日:2015-08-12

    申请号:CN201310474648.8

    申请日:2013-10-12

    Abstract: 本发明公开了核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法,所述测量系统包括变形导杆、滑轨、轴向位移锁紧结构、测量记录单元;所述滑轨的横截面形状为十字形,包括两道上轨道和两道下轨道,两道上轨道与两道下轨道成轴对称分布;所述轴向位移锁紧结构包括两组位于滑轨上的传动装置,每组传动装置包括上传动结构和下传动结构;所述测量记录单元包括相互连接的光栅尺和变形实时记录系统,所述变形实时记录系统包括光栅尺数显表和变形测量记录仪。本发明采用上述结构,能够克服轴向变形对环向变形测量的影响,进而确保获得精确、稳定的环向变形测量数据。

    一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金

    公开(公告)号:CN103898366A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579001.7

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:1.10-1.40,Fe:0.10-0.30,Cr:0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种,Cu或Sb或Bi或Ge:0.002-0.1,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。由这种原型合金制备的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。通过具体实施方式中的试验检测结果,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。

    薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置及其应用方法

    公开(公告)号:CN103353419A

    公开(公告)日:2013-10-16

    申请号:CN201310274495.2

    申请日:2013-07-02

    Abstract: 本发明公开了薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置,包括上夹持件、下夹持件、上导杆、下导杆及两根芯棒,其中,上夹持件包括上夹持主体,上夹持主体构成有向下开口的上芯棒定位槽,下夹持件包括下夹持主体,下夹持主体构成有向上开口的下芯棒定位槽,上芯棒定位槽向下的开口与下芯棒定位槽向上的开口位置对应,两根芯棒分别嵌入上芯棒定位槽和下芯棒定位槽内。上导杆上端与上夹持主体连接,所述下导杆上端与下夹持主体连接,上导杆下端端头位于下导杆下端端头上方。本发明还公开了上述薄壁管材周向拉伸与变形测量一体化装置的应用方法。本发明应用时,能够对薄壁管材进行径向加载拉伸,便于实时测量薄壁管材样品的变形,并能降低测量误差。

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