公开(公告)号：CN116690809A

公开(公告)日：2023-09-05

申请号：CN202310499486.7

申请日：2023-05-06

Applicant: 大连理工大学 ,  中国核动力研究设计院

Inventor： 高航 ,  王一奇 ,  张瑞谦 ,  毛亚宁 ,  李鸣 ,  李刚 ,  石浩江 ,  伍晓勇 ,  王晓敏 ,  姚力夫

IPC: B28D1/22 ,  B28D7/00 ,  B28D7/04 ,  B24C3/32 ,  B24C7/00

Abstract: 本发明属于陶瓷基复合材料加工技术领域，提出一种细长薄壁陶瓷基复合材料管材内孔加工装置，该加工装置包括特殊柔性刀具、夹紧执行系统、通料模块、进给运动系统，特殊柔性刀具由开有多个小孔的软管构成，通料模块包括磨料泵、通料细管、双向接头、磨料箱，进给系统包括电机和收放管机。磨料泵入至均匀流出后，启动机床至稳定转速，转动收放管机将特殊柔性刀具反复进行收放拉动，完成对薄壁陶瓷基复合材料的内孔磨削。本发明解决了传统加工方式加工细长薄壁陶瓷基复合材料零件内孔过程产生变形和切削颤振以及冷却润滑、排屑断屑困难，刀具磨损剧烈且管材定位夹紧变形的问题，适用于薄壁陶瓷基复合材料内孔加工高温导致零件发生热胀变形的问题。

公开(公告)号：CN119400460A

公开(公告)日：2025-02-07

申请号：CN202411483070.7

申请日：2024-10-23

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 焦拥军 ,  唐传宝 ,  王晓敏 ,  郑美银 ,  李垣明 ,  陈平 ,  李权 ,  任全耀 ,  张坤 ,  蒲曾坪 ,  杜思佳 ,  何瑞 ,  肖忠 ,  郭晓明

IPC: G21C3/32 ,  G21C3/33 ,  G21C3/334

Abstract: 本发明涉及核燃料组件技术领域，具体涉及一种核燃料组件可拆卸快速连接结构，包括：管座，所述管座上开设有连接腔；连接套管，所述连接套管在工作状态下连接于所述连接腔内；连接组件，所述连接组件设置于所述连接套管内，且用于将所述连接套管与所述管座相连接或解除连接。在需要对管座与连接套管之间进行安装时，将连接套管插接于连接腔内，随后通过连接组件将管座与连接套管相连接，以使管座与连接套管相对固定，完成安装；在需要对管座与连接套管之间进行拆卸时，通过连接组件将管座与连接套管解除连接，随后朝背离连接套管的方向拔出管座，使得连接套管从连接腔内脱出即可，完成拆卸，整个拆装过程简单便捷。

公开(公告)号：CN118518515B

公开(公告)日：2024-09-13

申请号：CN202410969246.3

申请日：2024-07-19

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

Inventor： 肖红星 ,  陈洪生 ,  王晓敏 ,  刘桂良 ,  冷雪松

IPC: G01N3/42 ,  G01N3/02 ,  G06F17/18

Abstract: 本发明涉及一种陶瓷材料断裂韧性和断裂强度的测量与计算方法，采用维氏压头对陶瓷材料样品表面进行压痕实验，根据获得的载荷与位移之间关系曲线数据及样品表面压痕对角线方向裂纹长度和对角线长度数据，结合函数关系式计算得到陶瓷材料的断裂韧性和断裂强度。本发明可直接针对陶瓷材料进行断裂强度测试，能够真实反映陶瓷材料的力学性能状态，并可同时完成陶瓷材料的弹性模量、断裂韧性和断裂强度测量，为高性能陶瓷材料研发过程中的性能检测与评价提供了重要的技术支撑。本发明的技术路线简单，而且针对测试样品的尺寸及形状要求低，实验参数易于控制，对实验设备和相关辅助实验条件无苛刻要求，易于实现。

公开(公告)号：CN118518515A

公开(公告)日：2024-08-20

申请号：CN202410969246.3

申请日：2024-07-19

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

Inventor： 肖红星 ,  陈洪生 ,  王晓敏 ,  刘桂良 ,  冷雪松

IPC: G01N3/42 ,  G01N3/02 ,  G06F17/18

Abstract: 本发明涉及一种陶瓷材料断裂韧性和断裂强度的测量与计算方法，采用维氏压头对陶瓷材料样品表面进行压痕实验，根据获得的载荷与位移之间关系曲线数据及样品表面压痕对角线方向裂纹长度和对角线长度数据，结合函数关系式计算得到陶瓷材料的断裂韧性和断裂强度。本发明可直接针对陶瓷材料进行断裂强度测试，能够真实反映陶瓷材料的力学性能状态，并可同时完成陶瓷材料的弹性模量、断裂韧性和断裂强度测量，为高性能陶瓷材料研发过程中的性能检测与评价提供了重要的技术支撑。本发明的技术路线简单，而且针对测试样品的尺寸及形状要求低，实验参数易于控制，对实验设备和相关辅助实验条件无苛刻要求，易于实现。

公开(公告)号：CN107142422B

公开(公告)日：2019-05-21

申请号：CN201710391066.1

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 张瑞谦 ,  王辉 ,  潘钱付 ,  张忠伦 ,  刘超红 ,  陈勇 ,  王晓敏

IPC: C22C38/06 ,  C22C38/02 ,  C22C38/44 ,  C22C38/48 ,  C21D8/00

Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。

公开(公告)号：CN107186317A

公开(公告)日：2017-09-22

申请号：CN201710494936.8

申请日：2017-06-26

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 叶义海 ,  王建 ,  罗绪珍 ,  王晓敏 ,  王理 ,  付荣真 ,  胡建群 ,  李红军 ,  何子昂 ,  薛敬凯 ,  林方强

IPC: B23K9/04 ,  B23P6/04 ,  B23K101/06

Abstract: 本发明公开了一种用于管道维修的自动回火堆焊方法，包括步骤：步骤1，回火堆焊层焊接：在异种金属接头需维修管道环面焊接回火堆焊层，所述回火堆焊层焊接采用先焊接层方式焊接，再道间搭接方式焊接；步骤2，过渡堆焊层焊接：过渡堆焊层是通过焊接的方式堆焊在回火堆焊层上；步骤3，补强回火焊道焊接：对回火堆焊层和渡堆焊层两端部进行回火焊接；步骤4，打磨：焊接完成后，将补强焊缝打磨至规定要求的尺寸。一方面是可有效改善核动力装置异种金属接头低合金钢侧热影响区组织及性能，实现了堆焊维修后不进行焊后热处理；另一方面，设计的补强焊缝结构型式不仅能够增强工件两端回火效果，还有效地降低了完工焊缝打磨工作量。

公开(公告)号：CN106995902A

公开(公告)日：2017-08-01

申请号：CN201710391105.8

申请日：2017-05-27

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 张瑞谦 ,  王辉 ,  潘钱付 ,  刘超红 ,  陶涛 ,  杜沛南 ,  王晓敏

IPC: C22C38/06 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26 ,  C21D1/26 ,  C21D8/02 ,  C21D6/00

CPC classification number: C22C38/06 ,  C21D1/26 ,  C21D6/002 ,  C21D8/0226 ,  C21D8/0236 ,  C21D8/0247 ,  C22C38/001 ,  C22C38/004 ,  C22C38/005 ,  C22C38/22 ,  C22C38/26

Abstract: 本发明公开了一种FeCrAl基合金包壳材料及其制备方法，FeCrAl基合金包壳材料由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、Ta、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16％，Mo、Nb、Ta合金元素的总重量百分比为大于等于3.1％，Ce合金元素的总重量百分比为：0.05～0.1％，本发明所述的FeCrAl基合金，可有效提高合金室温力学性能及高温强度，且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在8000℃高温下合金材料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。

公开(公告)号：CN101740151B

公开(公告)日：2012-05-30

申请号：CN200910263466.X

申请日：2009-12-17

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 许奎 ,  杨勇飞 ,  王晓敏 ,  杨静 ,  李印 ,  代胜平 ,  左国平 ,  乔慧武 ,  黄华伟

IPC: G21C21/12 ,  B28B1/00 ,  C04B35/10

Abstract: 本发明公开了一种Al2O3-B4C材料的注凝成型方法，该材料属于核燃料，用于核电站压水堆。该方法将N-羟甲基丙烯酰胺、亚基双丙烯酰胺和聚丙烯酸铵与去离子水混和制备预混液；在球磨罐中加入Al2O3粉末、B4C粉末和预混液，球磨分散制备出固相含量≥50vol％、粘度≤1Pa·s的浆料；往浆料中加入过硫酸铵、四甲基乙二胺，混合均匀；将混合均匀的浆料灌注到模具中，浆料完全凝固，脱去模具，得到Al2O3-B4C材料生坯。优点是：制备的Al2O3-B4C材料生坯，密度均匀，有机物含量＜5wt％，抗弯强度＞15MPa，初坯可经受机械加工，对尺寸进行精确控制，将烧结体的加工余量降到最低。

公开(公告)号：CN101665886B

公开(公告)日：2011-06-22

申请号：CN200810146580.X

申请日：2008-09-04

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 应诗浩 ,  王均 ,  王晓敏 ,  熊计 ,  范洪远 ,  苗志 ,  谭军

IPC: G21C3/07 ,  C22C16/00

CPC classification number: Y02E30/40

Abstract: 本发明属于锆基合金材料，具体公开一种耐高温过热水蒸气腐蚀的锆合金材料，它包括以下成分：Fe的重量百分比含量0.1～1.8％，Cr的重量百分比含量为0.1～1.8％，C含量小于150μg/g，N含量小于或等于50μg/g，余量为Zr。本发明的锆合金材料在500℃、10.3MPa的高温过热水蒸汽中的耐腐蚀性能大大优于常规锆合金的(例如本发明锆合金的360小时腐蚀试验增重为75～80 mg/dm2，而N18锆合金的为230 mg/dm2，Zr-4锆合金50小时腐蚀试验的增重为3700mg/dm2。

公开(公告)号：CN101270425B

公开(公告)日：2010-08-11

申请号：CN200810084445.7

申请日：2008-03-24

Applicant: 中国核动力研究设计院

Inventor： 赵文金 ,  周邦新 ,  苗志 ,  蒋有荣 ,  彭倩 ,  刘彦章 ,  苟渊 ,  王晓敏 ,  易伟 ,  吕华权

IPC: C22C16/00 ,  G21C3/07

CPC classification number: Y02E30/40

Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，尤其涉及一种用于轻水反应堆堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.80-1.20，Nb：0.90-1.25，Fe：0.12-0.45，O：0.06-0.15，C：小于0.020，N：小于0.008，V或Mo或Cr：小于0.15，余量为锆和杂质。本发明提供的锆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，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。