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公开(公告)号：CN104344999A
公开(公告)日：2015-02-11
申请号：CN201310332155.0
申请日：2013-07-24
Applicant: 深圳市弗赛特检测设备有限公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/18
Abstract: 本发明公开了一种高温内压疲劳实验机，涉及疲劳测试技术领域；它具有一炉体滑动平台，所述炉体滑动平台上设有一固定架，所述固定架上安装有一真空炉，该真空炉的侧边上设有观察窗和光幕千分尺；所述真空炉内部设有加热电极与合金管，所述合金管的两端通过高压接头连接到外部管道上；本发明的有益效果是：本发明达到精确测量和控制温度的效果，杜绝了合金管在400℃时的表面氧化现象，另外本发明的此种结构可适应不同合金管长度的变化；本发明采用大电流加热，真空炉抽真空，观察窗的水冷套冷却消除温度梯度等相结合的方式，有效避免温度控制不准确，光幕千分尺测量部准或无法测量等情况。
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公开(公告)号：CN203465162U
公开(公告)日：2014-03-05
申请号：CN201320467439.6
申请日：2013-07-24
Applicant: 深圳市弗赛特检测设备有限公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/32 , G21C17/017
Abstract: 本实用新型公开了一种合金锆管疲劳试验装置，涉及疲劳测试技术领域；该合金锆管疲劳试验装置包括炉体滑动平台，所述炉体滑动平台上设有一固定架，所述固定架上安装有一真空炉，该真空炉的侧边上设有观察窗和光幕千分尺；所述真空炉内部设有加热电极与合金锆管，所述合金锆管的两端连接到外部的液压系统上；本实用新型的有益效果是：本实用新型可精确测试高温高压下合金锆管在脉冲实验时环向直径实时变化量，有效的避免了测量不准确，采集数据于实际时间有偏差的问题；另外，光幕千分尺设置在一移动工装上，能够根据实际需要调整需要观测测量的合金锆管距离，可移动最大距离为200mm。
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公开(公告)号：CN203465134U
公开(公告)日：2014-03-05
申请号：CN201320467462.5
申请日：2013-07-24
Applicant: 深圳市弗赛特检测设备有限公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G01N1/44 , G21C17/017
Abstract: 本实用新型公开了一种合金锆管疲劳实验新型自发热加热装置，涉及合金锆管疲劳测试设备技术领域；它包括有设置在真空炉内部的一合金锆管，所述合金锆管的两端通过高压接头设置在真空炉内部的支撑杆上，所述合金锆管两端靠近高压接头的部位分别固定设有一加热块，该加热块上具有测温孔；合金锆管下方位置设有一测温装置，测温装置包括一测温探头，所述测温探头紧贴在合金锆管表面上；本实用新型的有益效果是：本实用新型防止了高压接头由于体积较大，散热了合金锆管上的热量而导致合金锆管中间温度高、两端温度低的问题；能够根据要求，对不同试件的温度进行精确可调，升温速度快，在真空中使用有效的减少了因为温度梯度的原因，而产生的对直径变化测量的偏差。
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公开(公告)号：CN114441431A
公开(公告)日：2022-05-06
申请号：CN202210253796.6
申请日：2022-03-15
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种氧化膜再生腐蚀试验方法。针对实际工况的划伤和氧化膜再生研究提出一种试验方法，丰富了腐蚀试验的种类。通过巧妙的腐蚀试验安排，实现在同一块试样上进行不同周期的划伤和氧化膜再生试验研究，避免了因材料自身差异带来的系统误差，可准确的对不同周期下氧化膜再生行为进行对比。
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公开(公告)号：CN113355561A
公开(公告)日：2021-09-07
申请号：CN202110625981.9
申请日：2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域，公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料，按重量百分含量计，包括如下各成分：Sn 0.5～1.2％，Fe 0.2～0.4％，Cr 0.05～0.25％，Ta 0.05～0.5％，O0.06～0.16％，余量为Zr和其他杂质，还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素，细化了合金材料的第二相粒子尺寸，改善了第二相粒子的分布均匀性，抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能，大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性，在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高，可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103898360B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210576987.2
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，具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.40?0.60，Nb：0.20?0.40，Fe：0.30?0.50，Cr：0.15?0.30,Cu或Bi或Ge：0.01?0.10，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，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，合金性能满足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，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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公开(公告)号：CN103898366B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210579001.7
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。
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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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公开(公告)号：CN103898368A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579029.0
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金，本发明属于按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.10-0.40，Nb：0.60-0.85，Fe：0.20-0.40，V或Ta或Cr：0.002-0.15，Si或S：0.002-0.015，Cu或Bi：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，本发明提供的合金性能，满足压水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。
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公开(公告)号：CN103898363A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578429.X
申请日：2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
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用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.60-1.00，Nb：0.80-1.10，Fe：0.10-0.40，Cu或Bi或Ge：0-0.1，Si或S：0-0.03，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。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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