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公开(公告)号：CN107686902B
公开(公告)日：2019-08-13
申请号：CN201710557187.9
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02P10/253
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种核级锆合金铸锭制备方法。包括如下步骤：(1)确定成品铸锭的合金成分和成品铸锭的总质量；(2)中间合金及合金包的制备；(3)混料；(4)电极压制；(5)将N支电极焊接成一支电极；(6)真空自耗电弧熔炼；(7)表面加工、切冒口。本发明提出的一种适用于工业化规模生产的Zr‑Sn‑Nb‑Fe/Cr锆合金铸锭制备的工艺，可以明显提升工艺经济性，同时铸锭的成分均匀性控制优于传统工艺，可用于核级锆合金铸锭工业化规模生产。
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公开(公告)号：CN107385247A
公开(公告)日：2017-11-24
申请号：CN201710556758.7
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种含返回料的核级锆合金铸锭制备方法。本发明技术方案提出的工艺不需要制备传统的Zr-Sn-Fe/Cr中间合金纽扣锭，同时在电极制备过程中添加了一定比例的返回料，工艺经济性得到明显的提高，同时铸锭的成分均匀性控制满足铸锭技术要求，可用于核级锆合金铸锭的工业化规模生产。
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公开(公告)号：CN107177780A
公开(公告)日：2017-09-19
申请号：CN201710390479.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核燃料组件包壳材料FeCrAl基合金及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，Zr，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.1％～20.5％，Mo、Nb、Zr及V合金元素的总重量百分比含量为3.1％～6.2％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
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公开(公告)号：CN102808138B
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201110143627.9
申请日：2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti（0.03～1％）、Nb或Zr（0.01～1％）、Y（0.01～0.5％），经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢材料在700℃下抗拉强度达到300MPa，屈服强度达到110MPa，在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能，具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能，解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键，为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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公开(公告)号：CN103421986A
公开(公告)日：2013-12-04
申请号：CN201210165125.0
申请日：2012-05-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，由Zr、Cr、Mo、Fe组成；Cr的重量百分比含量为0.6%-1.0%，Mo的重量百分比含量为0.1%-0.6%，Fe的重量百分比含量为0.2%-0.5%，余量为Zr。本发明还提供一种锆合金材料的制备方法，热轧温度650℃-730℃；退火温度600℃-650℃；再结晶退火处理的温度600℃-650℃。本发明提供的锆合金与常规锆合金相比组织上具有密集、细小、均匀分布的第二相粒子，在350℃下的其屈服强度和抗拉强度分别约200MPa、310MPa，在500℃/10.3MPa高温水蒸汽中腐蚀500h后，其腐蚀增重低于90mg/dm2。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113649549A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202110887493.5
申请日：2021-08-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于金属材料制造装备技术领域，具体涉及一种自带模具预热功能的真空射铸装置及射铸方法，该装置结构包括真空熔炼室、感应熔炼装置、模具夹持装置、熔炼电源、模具预热装置；通过在顶部模具夹持区域增加模具预热装置，使射铸模具在射铸前能充分均匀预热，从而有效避免了模具预热不均匀和模具预热温度不可控的情况，改善金属管棒材坯料顶部的铸造质量。
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公开(公告)号：CN110791697A
公开(公告)日：2020-02-14
申请号：CN201911190756.6
申请日：2019-11-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种具有综合屏蔽功能的钆不锈钢屏蔽材料及其制备方法，解决了目前传统单一屏蔽材料已经很难满足当下辐射屏蔽的使用需求的问题。本发明包括不锈钢基材，以及添加到不锈钢基材中的钆，所述钆在不锈钢屏蔽材料中的重量百分含量为0.1％～10％。本发明的钆不锈钢能具有更好的中子和伽玛综合屏蔽性能，可直接作为结构材料用于屏蔽产品设计和制造，具有较好的耐高温、腐蚀效果，还能提高不锈钢力学性能。
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公开(公告)号：CN104952500B
公开(公告)日：2017-05-03
申请号：CN201510398046.8
申请日：2015-07-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/02
Abstract: 本发明公开的是铀钼合金弥散燃料板制备方法，包括以下步骤：A、配料步骤：取铀钼合金粉、铝硅合金粉备用；B、混料步骤：将铀钼合金粉、铝硅合金粉投入到三维混料机中进行三维混料操作；C、芯坯成型步骤：将混合后的物料投入到削角成型模具中，采用液压机压制出削角形状的燃料芯坯；D、芯坯除气步骤：将削角形状的燃料芯坯在真空状态中进行热处理除气后得到弥散芯坯；E、组坯步骤：将Al框架和盖板进行机械加工后，进行表面处理，同时将弥散芯坯设置在Al框架中，采用盖板组装后焊接密封，形成轧制坯；F、轧制步骤：将轧制坯加热进行热轧处理成弥散燃料板，热轧完的弥散燃料板进行起泡退火试验，对没有鼓泡的弥散燃料板进行冷轧。
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公开(公告)号：CN105568057A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201610001967.0
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2-0.6%，Nb：0.1-0.4%，Fe：0.35-0.65%，Cr：0.1-0.3%，Mo：0.05-0.25%，Ge或Bi或V：0-0.4%，Mn或Cu：0-0.25%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及杂质。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和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：CN102808138A
公开(公告)日：2012-12-05
申请号：CN201110143627.9
申请日：2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢新材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢新材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti（0.03～1％）、Nb或Zr（0.01～1％）、Y（0.01～0.5％），经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢新材料在700℃下抗拉强度达到300MPa，屈服强度达到110MPa，在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能，具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能，解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键，为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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