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公开(公告)号:CN111394547B
公开(公告)日:2022-05-17
申请号:CN202010194175.6
申请日:2020-03-19
申请人: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: C21D1/25 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D9/00 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/06 , C22C38/42 , C22C38/44 , C22C38/60 , G21C13/087
摘要: 本发明提供了一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法,该钢的成分按重量百分比计如下:C:0.15%‑0.20%;Si:0.15%‑0.30%;Mn:0.80%‑1.30%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.65%‑1.10%;Cr:0.10%‑0.30%;Mo:0.15%‑0.40%;Cu:0.15%‑0.20%;Alt:0.02%‑0.04%;Sn≤0.005%;Sb≤0.0007%;As≤0.008%;Pb≤0.0005%,[o]≤8ppm,[H]≤1.5ppm,余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法,包括冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理;本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后,不同状态下均具有良好的强韧性。
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公开(公告)号:CN116240456A
公开(公告)日:2023-06-09
申请号:CN202211664852.1
申请日:2022-12-23
申请人: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/60 , C22C38/44 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/42 , C22C38/50 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02 , B22D11/00 , C22C33/04
摘要: 本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板及其制造方法,钢板包含如下成分,C:0.07%‑0.15%;Si:0.1%‑1.0%;Mn:0.3%‑1.00%;P≤0.010%;S:0.02%‑0.06%;Ni:0.5%‑2.0%;Cr:12%‑15%;Mo:0.02%‑0.10%;N:0.03%‑0.15%;Als:0.01%‑0.20%;B:0.0001%‑0.0011%;Cu:0.01%‑0.2%;ZrO2:0.0001%‑0.0010%。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺,开轧温度:1100‑1200℃,终轧温度:950‑1050℃;淬火温度900℃~1050℃,保温时间1‑6min/mm;回火温度680℃~780℃,保温时间1‑10min/mm。钢板不仅具有良好的室温力学性能和高温力学性能,完全可以满足三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢的要求,该马氏体不锈钢中厚板主要适用于高强韧性支承部件。
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公开(公告)号:CN116219279A
公开(公告)日:2023-06-06
申请号:CN202211665196.7
申请日:2022-12-23
申请人: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
摘要: 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法,钢的成分包含C:0.12~0.17%;Si:0.6~0.8%;Mn:1.2~1.6%;P≤0.010%;S≤0.003%;Ni:0.2~0.4%;Cr:0.65~0.8%;Mo:0.2~0.5%;V:0.06~0.09%;Al:0.05~0.08%;B:0.0005~0.0009%;Zr:0.005~0.009%。[O]≤20ppm;[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺,钢板室温拉伸强度>710MPa,屈服强度≥630MPa,断后伸长率≥20%;200℃高温拉伸抗拉强度>670MPa,屈服强度>580MPa;‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃,保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢,且生产工艺稳定、简练,适合工业批量化生产。
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公开(公告)号:CN116145030A
公开(公告)日:2023-05-23
申请号:CN202211664822.0
申请日:2022-12-23
申请人: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/34 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/52 , C22C38/50 , C22C38/06 , C22C38/60 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要: 本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢钢板及其制造方法,钢板包含如下成分,C:0.04%‑0.11%;Si:0.5%‑2.0%;Mn:0.1%‑1.00%;P≤0.010%;S:0.010%‑0.020%;Ni:0.3%‑1.0%;Cr:12%‑15%;Mo:0.002%‑0.05%;N:0.15%‑0.30%;B:0.0011%‑0.0029%;Co:0.01%‑1%;ZrO2:0.001%‑0.010%,Al:0.20%‑0.50%;Pb:0.001%‑0.010%。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺,开轧温度:1050‑1180℃,终轧温度:950‑1050℃。淬火温度970~1150℃,保温时间1‑6min/mm;回火温度650~780℃,保温时间3‑10min/mm。生产的钢板具有良好的室温力学性能和高温力学性能,满足三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢的要求。
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公开(公告)号:CN115418530A
公开(公告)日:2022-12-02
申请号:CN202211071009.2
申请日:2022-09-02
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: C22C19/05 , C22C1/02 , C22C27/04 , C22C30/00 , C22F1/10 , C22F1/18 , B21C37/02 , B21C37/04 , G21F1/08
摘要: 本发明公开了一种核屏蔽用富镝镍钨基合金材料及其制备方法,属于核能特种合金材料技术领域。根据镍、铬、钨、镝合金化原理,在镍基奥氏体合金真空感应熔炼过程中,加入合适比例的镍、铬、钨、镝可制备得到高镝和高钨含量耐腐蚀性能优良的镍钨合金材料,该材料主要由奥氏体和沿奥氏体晶界分布的(Ni,Cr,W)5Dy金属间化合物组成。本发明富镝镍钨合金材料具有强度高、耐腐蚀和加工成型性优良的优点,可作为中子和光子协同屏蔽功能结构一体化材料使用。
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公开(公告)号:CN113113163A
公开(公告)日:2021-07-13
申请号:CN202110377503.0
申请日:2021-04-08
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: G21C15/18 , G21C15/243 , G21C15/253
摘要: 本发明涉及小型反应堆冷却技术领域,具体地说是一种设有安全壳喷淋系统的小型反应堆,包括屏蔽厂房、设在其内的安全壳、喷淋系统,喷淋系统包括水箱,喷淋系统中的水箱采用位于屏蔽厂房外的蓄压水箱,蓄压水箱的侧壁上方设有压缩空气进口、下方设有补水进口;蓄压水箱的侧壁下方还连接喷淋管道的一端,另一端依次贯穿屏蔽厂房、安全壳后固定于安全壳内的上方,喷淋管道的另一端连接喷淋装置的进水口;屏蔽厂房的至少一对称侧的侧壁近下方处分别设有冷却空气入口,屏蔽厂房的顶部设空气出口。本发明有益效果为,通过安全壳内水喷淋和安全壳外空冷相结合的方式实现事故后安全壳内热量的排出,具有非能动特性,提升了机组的安全性和经济性。
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公开(公告)号:CN113113162A
公开(公告)日:2021-07-13
申请号:CN202110371708.8
申请日:2021-04-07
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: G21C15/18 , G21C15/243 , G21C15/253
摘要: 本发明涉及小型反应堆的冷却技术领域,具体地说是一种小型反应堆的安全壳冷却系统,包括屏蔽厂房、设在其内的安全壳,还包括壳外喷淋系统,其包括位于屏蔽厂房外的蓄压水箱,蓄压水箱的侧壁上方设有压缩空气进口、蓄压水箱的侧壁下方设有补水进口;蓄压水箱的侧壁下方还连接注射管道的一端,另一端贯穿屏蔽厂房后固定于安全壳的上方,注射管道的另一端连接位于安全壳上方的喷淋装置的进水口;屏蔽厂房的至少一对称侧壁近下方分别设有冷却空气入口,屏蔽厂房的顶部设空气出口。本发明有益效果为,设置了壳外喷淋系统和空气自然循环冷却流道,通过水冷和空冷相结合的方式实现事故后安全壳内热量的排出,具有非能动特性,提升了机组的安全性。
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公开(公告)号:CN113113160A
公开(公告)日:2021-07-13
申请号:CN202110360733.6
申请日:2021-04-02
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
摘要: 本发明涉及核电污染过滤领域,特别涉及一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统,包括:泄漏收集装置,所述泄漏收集腔罩设在安全壳顶部的闸门上,形成泄漏收集腔;抽气单元,包括抽气管路,所述抽气管路的一端连接在所述泄漏收集装置的侧壁上,用于将所述泄漏收集腔中的气体抽出;注水单元,其一端通过管路连接有水箱,另一端通过管路连接在所述泄漏收集装置的侧壁上,用于向所述泄漏收集腔中注入液体;本发明相比于现有技术,避免了正常运行期间设备闸门长期浸泡在水中的腐蚀和密封老化,以及设备闸门打开时的不便,大大缩短换料的时间,同时提高了设备运行的可靠性,提升运行安全性和经济性。
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公开(公告)号:CN113028374A
公开(公告)日:2021-06-25
申请号:CN202110368641.2
申请日:2021-04-06
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
摘要: 本发明涉及耦合供汽系统技术领域,具体地说是一种核能和光电耦合供汽系统,包括反应堆、第一换热器、蒸汽需求端,头部管道连接反应堆与第一换热器的反应堆侧,头部管道的冷却剂冷段上设有反应堆冷却剂泵形成一回路,还包括第二换热器,第二换热器的反应堆侧采用中间回路管道与第一换热器的蒸汽侧的连接成二回路,中间回路管道的中间回路冷段上设有中间回路循环泵,尾部管道的换热段位于第二换热器内的蒸汽侧,尾部管道的进水段连接供水系统,尾部管道的低温蒸汽输出段连接蒸汽需求端形成三回路。本发明与现有技术相比,实现了核能和新能源的耦合供汽;增加一个二回路,作为反应堆冷却剂回路泄漏的隔离,避免一回路放射性泄漏到用户侧。
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公开(公告)号:CN113108617A
公开(公告)日:2021-07-13
申请号:CN202110377526.1
申请日:2021-04-08
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号: F28B1/06 , F28B9/08 , F22D11/06 , F25D17/02 , F28C1/00 , F28F27/00 , F25B27/02 , F25B30/04 , F24D3/18
摘要: 本发明涉及小型核电站技术领域,具体地说是一种小型核电站的节水循环冷却系统,其主要包括蒸汽发生器、汽轮机、空冷凝汽器、热泵、水冷塔、热交换器连接而成的厂用水水冷循环回路、汽轮机空冷凝汽器回路、余热回收利用回路。本发明有益效果为,利用直接空冷凝汽器对汽轮机排汽进行冷却,完成凝结水循环;设置了水冷塔,降低厂用水的温度,确保设备得到持续的冷却;在供暖季利用汽轮机抽汽作为热泵的驱动汽源,提取厂用水系统的热量,作为热网回水的加热热源,并降低厂用水的温度,大大减少了空冷凝汽器对水资源的需求;采用精细化水冷手段实现用水最小化,并提取设备运行的热量,不仅节约了水资源,也回收了废热,减少对环境的影响。
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