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公开(公告)号:CN103349943A
公开(公告)日:2013-10-16
申请号:CN201310291067.0
申请日:2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01J3/03
Abstract: 本发明公开了一种用于延长高温高压釜的釜体密封面使用寿命的结构,包括釜体(1)及与釜体(1)连接的釜盖(2),其中,釜体(1)上端开口,釜体(1)侧壁顶端设置有环绕釜体(1)上端开口的镍基合金条带(5),釜盖(2)构成有与镍基合金条带(5)接触的密封球面。本发明采用上述结构,整体结构简单,便于实现,本发明具有良好的耐久性和可靠性,可适应核材料堆外长期腐蚀性能试验的工况,并能延长高温高压釜的使用寿命。
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公开(公告)号:CN101285140A
公开(公告)日:2008-10-15
申请号:CN200810084447.6
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料,具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,其组分为:Sn:0.70~1.20%,Nb:0.20~0.45%,Fe:0.20~0.40%,Cr:0.05~0.20%,O:0.06~0.15%,C小于0.015%,N小于0.008%,余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能,可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号:CN103898364A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210578575.2
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用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.70-1.00,Nb:0.20-0.40,Fe:0.30-0.50,Cr:0.05-0.15,Cu或Bi或Ge:0.002-0.1,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,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:CN103898361A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210578413.9
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21C5/02 , G21C13/02 , G21C21/00 , 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:0.40-0.80,Nb:0.75-1.10,Fe+Cr:0.20-0.50,Fe/(Nb+Fe):0.20~0.35,Cu或Bi或Ge:0.01-0.1,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系合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,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,从而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: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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公开(公告)号:CN101270426B
公开(公告)日:2010-06-23
申请号:CN200810084446.1
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.1?5%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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公开(公告)号:CN101285140B
公开(公告)日:2010-06-02
申请号:CN200810084447.6
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及锆合金材料,具体公开一种用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,其组分为:Sn:0.70~1.20%,Nb:0.20~0.45%,Fe:0.20~0.40%,Cr:0.05~0.20%,O:0.06~0.15%,C小于0.015%,N小于0.008%,余量为Zr。本发明的合金具有优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能,可用作核反应堆堆芯结构材料如燃料元件包壳、格架、导向管等部件。
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公开(公告)号:CN101270426A
公开(公告)日:2008-09-24
申请号:CN200810084446.1
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金,它含有合金组份如下:Sn,其重量百分比为0.65%~1.20%;Nb,其重量百分比为0.20%~0.45%;Fe,其重量百分比为0.20%~0.40%;Cr,其重量百分比为0.01%~0.20%;O,其重量百分比为0.06%~0.15%;Ni、Mo或V中的一种或多种,其重量百分比为0.002%~0.20%;C,其重量百分比小于0.015%;N,其重量百分比小于0.008%;其余量为Zr。本发明所述的锆基合金具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、具有较高的抗蠕变和疲劳特性、具有抗辐照生长性能。
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公开(公告)号:CN101270425A
公开(公告)日:2008-09-24
申请号:CN200810084445.7
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料,尤其涉及一种用于轻水反应堆堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核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:0.80-1.20,Nb:0.90-1.25,Fe:0.12-0.45,O:0.06-0.15,C:小于0.020,N:小于0.008,V或Mo或Cr:小于0.15,余量为锆和杂质。本发明提供的锆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,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:CN203324151U
公开(公告)日:2013-12-04
申请号:CN201320412768.0
申请日:2013-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本实用新型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。本实用新型采用上述结构,整体结构简单,便于实现,本实用新型应用时可由挂钩(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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