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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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公开(公告)号：CN103470523A
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201210184341.X
申请日：2012-06-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及低振动噪声泵技术领域，具体公开了一种带有减振降噪材料的低振动噪声泵。该低振动噪声泵中叶轮轴通过轴承固定在轴承座上，并在叶轮轴上固定有叶轮，所述的叶轮轴表面热镶嵌或焊接有轴上阻尼合金镶嵌层，轴承座内表面热镶嵌或焊接有轴承座阻尼合金镶嵌层，并与表面涂有泵壳减振涂层的泵壳固定连接，其中，泵壳为实心壳体或填充有减振材料的夹层空心壳体；泵壳通过支架固定螺栓依次将泵底座、减震垫以及支架刚性连接。本发明在泵的叶轮轴、轴承、轴承座等部件上形成减振降噪部件，同时，在泵壳、支架上涂覆减振材料或消声材料，可最大限度地降低泵类设备的振动噪声水平，通过试验测得，可消除共振或消减共振峰值5~15dB，降低振动噪声2.4dB以上。
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公开(公告)号：CN103364332A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310291092.9
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了用于核材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括环架（2）、多根竖直设置的支撑柱（1）及连接在环架（2）上的多个挂钩（3），每根支撑柱（1）均与环架（2）的侧壁连接，环架（2）上多个连接支撑柱（1）的连接部位在环架（2）的环形面上等间距分布。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，本发明应用时可由挂钩（3）对试样（5）进行固定，并通过支撑柱（1）支承来放置在高温高压釜内，取放样方便，无需拆装连接，进而可提高腐蚀试验效率。
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公开(公告)号：CN111766194A
公开(公告)日：2020-10-13
申请号：CN202010681335.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/02 , G01N17/00 , H02G3/22 , H02G3/03 , H02G15/013
Abstract: 本发明公开了一种高温高压电化学腐蚀实验用导线贯穿件及其组装方法，导线贯穿件包括压紧杆、密封接头、冷却外套和螺纹转接头；冷却外套为中空结构，冷却外套内设置有冷却水腔，冷却外套侧壁上设置有与冷却水腔连通的冷却水管，冷却外套的下端通过螺纹转接头与高压釜密封连接；所述密封接头在压紧杆的作用下被压紧在冷却水腔内，所述密封接头为中空结构，所述密封接头内设置有平台，所述平台上设置有多个用于贯穿电极导线的导线贯穿通孔；所述压紧杆为中空结构，所述压紧杆的下端与密封接头的顶部接触并压紧密封接头，所述压紧杆的上端与冷却外套的上端密封连接。利用该贯穿件可安全实现高温高压条件下不同直径、不同材质导线同时贯穿。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110284027A
公开(公告)日：2019-09-27
申请号：CN201910721838.2
申请日：2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金，按重量百分比计，由下列成分组成：Sn：0.3-0.5，Nb：0.2-0.5，Fe：0.1-0.4，Cr：0.1-0.4，V、Ni、Si中的一种或多种元素：0.004-0.02，O：0.08-0.16，余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量，添加Fe、Cr元素，V、Ni、Si中的一种或多种元素，并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平，提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能，将该锆合金置于70ppm含锂水中，在温度为360℃，压力为18.6MPa腐蚀250天，锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2，腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。
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公开(公告)号：CN103898368B
公开(公告)日：2017-05-17
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：CN105441718A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001965.1
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于核动力反应堆的锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.05-0.8%，Nb：0.2-0.9%，Fe：0.05-0.6%，Cr或Mo或V：0.01-0.3%，Ge或Bi：0.3-0.7%，Cu或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。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的元素成分，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。
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公开(公告)号：CN103898367A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210579019.7
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，具体涉及一种用于核动力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：0.20-0.60，Nb：0.10-0.25，Fe：0.30-0.50，Cr：0.20-0.30，As或Sb或Bi：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，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，可以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：CN103898365A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578967.9
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，具体涉及一种用于水冷核反应堆的锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.15-0.30，V或Mo：0.002-0.15，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，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。
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