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公开(公告)号:CN101665884A
公开(公告)日:2010-03-10
申请号:CN200810146516.1
申请日:2008-09-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锡青铜冶炼加工领域,具体涉及一种制作管路附件的锡青铜及其管路附件的生产工艺;本发明的旨在解决现有技术铸造锡青铜管接头内部缺陷多、致密性差的问题,提高生产效率、降低生产成本;本发明的制作管路附件的锡青铜还含有Ni和稀土,Ni的质量百分比为:0.01~0.03和稀土的质量百分比为:0.05~0.1;使用上述锡青铜的管路附件的生产工艺包括配料、熔炼和热冲压三个步骤,本发明细化了晶粒,减少了锡青铜内部缺陷,提高了锡青铜的延展性能,通过采用热冲压的工艺将铸件直接冲压成各种型号的管接头,提高了管路附件的致密性,简化了工艺、提高了生产效率,降低了生产成本。
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公开(公告)号:CN1504314A
公开(公告)日:2004-06-16
申请号:CN02153840.9
申请日:2002-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种放射性屏蔽材料板的层压工艺,具体为铅硼聚乙烯板的层压工艺。主要工艺为:准备适量的合格铅硼聚乙烯原料薄板,预热保温后装上粘合模具送入单层热压机加压加热进行排气和粘合,然后利用精整模具进行降温精整,冷却到室温后切割即制成铅硼聚乙烯厚板。通过本发明的层压工艺制成的铅硼聚乙烯厚板,化学成份均匀,力学性能达到使用要求,表面光亮平整,无压痕、折叠、层离和划伤,内部无裂纹或气泡,可作为反应堆的屏蔽材料。
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公开(公告)号:CN116417156A
公开(公告)日:2023-07-11
申请号:CN202111671210.X
申请日:2021-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/60 , B22D7/00 , C22C1/02 , B22D31/00 , C25D3/38 , C22C43/00 , G21C21/10 , B23K9/16 , B23K15/06 , B23K28/02
Abstract: 本发明公布了一种金属燃料挤压坯锭及其制备方法,涉及金属燃料挤压成型技术领域,本发明申请的金属燃料挤压坯锭由金属燃料机加锭与包覆层组成。其制备方法包括:1通过熔炼铸造的方法获得无铸造缺陷或少铸造缺陷的金属燃料铸锭;2通过机械加工扒皮、切冒口、底垫获得目标尺寸金属燃料机加锭;3使用包覆润滑防氧化技术在金属燃料机加锭表面覆盖包覆层,制备金属燃料挤压坯锭。这种金属燃料挤压坯锭不仅能保护金属燃料机加锭在挤压前加热过程中不被氧化,而且在挤压后包覆层也能很好的起到隔绝空气保护挤压制品不被氧化的作用。除此之外,包覆层在挤压过程中有很好的润滑作用,有利于金属燃料顺利挤压,减小模具损耗,减少闷车、断针等事件发生。
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公开(公告)号:CN105568056B
公开(公告)日:2020-08-25
申请号:CN201610001963.2
申请日:2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料元件包壳用锆合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.2‑0.5%,Nb:0.4‑0.8%,Fe:0.1‑0.5%,Cr:0.15‑0.35%,V或Cu或Ni:0.01‑0.2%,Mo或S:0.01‑0.1%,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和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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公开(公告)号:CN105568057B
公开(公告)日:2020-04-28
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:CN107177780B
公开(公告)日:2019-06-07
申请号:CN201710390479.8
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
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:CN107686902A
公开(公告)日:2018-02-13
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 , C22C1/03 , C22B9/20 , C22C16/00 , C22C27/02
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:CN107142423A
公开(公告)日:2017-09-08
申请号:CN201710391070.8
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种耐事故核燃料组件结构材料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,Ta,Mn,La,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16.05%~20.2%,Mo、Nb、Zr及Ta合金元素的总重量百分比含量为3.15%~5.65%。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:CN107116339A
公开(公告)日:2017-09-01
申请号:CN201710304946.0
申请日:2017-05-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23P15/00
Abstract: 本发明公开了一种锆合金包壳管材制备工艺,解决了现有技术中未见有适用于N36锆合金成品包壳管材制备工艺报道的问题。本发明包括(1)N36锆合金经过熔炼、锻造、淬火后制成挤压锭;(2)挤压锭热挤压成外径为71~79mm、内径为40~50mm的管坯;(3)管坯第一道次轧制成外径为50~60mm、壁厚为10~11.5mm的管坯,轧制后退火;(4)再进行3~4道次冷轧,最后制成包壳管材,相邻两道次冷轧之间进行中间退火;(5)包壳管材最终去应力退火或最终再结晶退火后制成成品管材。本发明具有工艺稳定、成品率高等优点,且制备出的管材具有抗腐蚀性能、拉伸性能、爆破性能、织构、CSR等性能非常优异的优点。
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公开(公告)号:CN103898366A
公开(公告)日:2014-07-02
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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