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公开(公告)号:CN117548856A
公开(公告)日:2024-02-13
申请号:CN202410044045.2
申请日:2024-01-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种激光切割工艺,属于激光加工技术领域,利用光纤高斯光束激光进行切割,并采用正离焦增加切割过程中待切割材料的激光吸收率,以对高活性熔融液态金属件,或高活性熔融液态金属形成的合金件,或由两种或多种高活性熔融液态金属形成的合金件进行激光切割。本发明采用光纤高斯光束激光并利用正离焦提高激光吸收率,提高了高活性金属材料锥度、断面粗糙度、热影响区、断面氧化等切割断面质量。
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公开(公告)号:CN115807197B
公开(公告)日:2024-02-06
申请号:CN202211647302.9
申请日:2022-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/54 , C22C38/50 , C22C38/46 , C22C38/04 , C22C38/06 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C33/06 , G21F1/08
Abstract: 本发明公开了一种高硼含量铁素体基硼不锈钢,属于中子吸收材料领域,以质量分数计,包括B:0.8~2.3%,Cr:13.0~16.0%,C:0.02~0.06%,Ti:1.50~5.60%,V:0.15~0.30%,Mn:0.20~0.50%,Al:0.10~0.50%,Ni:0.10~0.50%,Si:0.20~0.50%,W:0.01~0.10%,Cu:0.05~0.15%,Mo:0.02~0.06%,Ce≤0.25%,剩余部分由Fe和不可避免的杂质构成。通过在硼不锈钢基体合金中引入Ti和稀土元素Ce,建立Ti、B和Cr元素的相互关联,能够有效减少粗大共晶硼化物的形成和成网分布,细化基体晶粒和硼化物的颗粒尺寸;在此基础上,通过适量引入W、Cu、Mo等合金元素,使得材料的耐蚀性和力学性能得到进一步优化。
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公开(公告)号:CN117415334A
公开(公告)日:2024-01-19
申请号:CN202311679695.6
申请日:2023-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种冷热激光复合增减材一体化集成制造方法,包括以下步骤:S1:铺设金属基体粉末,并采用选区激光熔化的增材制造工艺进行3D打印,形成基板;S2:通过超快激光对基板表面进行抛光;S3:通过超快激光在抛光后的表面进行阵列式盲孔制备;S4:将增强相颗粒铺设于抛光后的表面,使增强相颗粒进入盲孔内,并将抛光后的表面上多余的增强相颗粒刮除;S5:随后在抛光后的表面上再次铺设金属基体粉末,并采用选区激光熔化的增材制造工艺进行3D打印;S6:重复步骤S2~S5,直至完成多元异质复合材料的一体化集成制造。采用本方案,能基于复合材料金属基体与增强相“阵列分布+逐层叠加”从而达到增强相空间位置精确控制。
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公开(公告)号:CN115676606A
公开(公告)日:2023-02-03
申请号:CN202211340400.8
申请日:2022-10-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B66C1/44
Abstract: 本发明公开了一种夹持装置、起吊装置以及转运系统,包括支撑架,支撑架上设置有至少两个安装架,每一个安装架上设置有若干夹持机构;支撑架上还设置有若干可变位防护机构;每一个可变位防护机构包括顶升结构、回旋结构以及托举结构,顶升结构和所述回旋结构均直接或间接与托举结构连接,托举结构设置于所述支撑架上;通过设置多方位夹持机构,特别是设置可变位防护机构,用于对箱体底部进行托举,从而减小侧面夹持所需的夹持力,尽可能的避免箱体的平面度和垂直度在转运的过程中受到影响;设置针对箱体除了底面以外其它面的夹持机构,将所需的夹持力进行分散,尽可能的避免箱体的平面度和垂直度在转运的过程中受到影响。
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公开(公告)号:CN113214558A
公开(公告)日:2021-08-06
申请号:CN202110625506.1
申请日:2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高使用温度耐事故工况抗辐照材料及其制备方法,解决了现有的聚乙烯材料为基体的屏蔽材料在事故工况环境温度下很短时间就会塑化垮塌,不能保持屏蔽功能,并发生流淌,加剧堆内不安全性的技术问题。本发明包括超高分子量聚乙烯、屏蔽物质和耐辐照复合添加剂,所述耐辐照复合添加剂由纳米稀土氧化物和有机抗辐照复合体系复合而成。本发明具有抗辐照材料的力学性能和抗辐照性能好等优点。
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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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