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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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公开(公告)号：CN103898362A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210578426.6
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，具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.30，Fe：0.30-0.60，Cr：0.05-0.20和V：0.10-0.40两种元素中的至少一种，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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公开(公告)号：CN103898360A
公开(公告)日：2014-07-02
申请号：CN201210576987.2
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：0.40-0.60，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr：0.15-0.30,Cu或Bi或Ge：0.01-0.10，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，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，合金性能满足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，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：CN103543074A
公开(公告)日：2014-01-29
申请号：CN201310474648.8
申请日：2013-10-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核燃料包壳管高温双轴蠕变环向变形测量系统及测量方法，所述测量系统包括变形导杆、滑轨、轴向位移锁紧结构、测量记录单元；所述滑轨的横截面形状为十字形，包括两道上轨道和两道下轨道，两道上轨道与两道下轨道成轴对称分布；所述轴向位移锁紧结构包括两组位于滑轨上的传动装置，每组传动装置包括上传动结构和下传动结构；所述测量记录单元包括相互连接的光栅尺和变形实时记录系统，所述变形实时记录系统包括光栅尺数显表和变形测量记录仪。本发明采用上述结构，能够克服轴向变形对环向变形测量的影响，进而确保获得精确、稳定的环向变形测量数据。
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公开(公告)号：CN1781588A
公开(公告)日：2006-06-07
申请号：CN200410096480.2
申请日：2004-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01F3/18 , G21C3/62 , C04B35/622
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明提供了一种(U，Gd)O2可燃毒物芯块制备的混料工艺及混料设备。该混料工艺的原料包括采用AUC流程制备的UO2粉末和Gd2O3粉末，混合过程是将预混后的粉末放入球磨桶中，用磨球进行球磨，得到均匀的UO2－Gd2O3粉末混合体。所述混料工艺中球磨桶物料装载量容积比为1∶3.0～1∶8.0，球磨时间为4～8h，磨桶转速为30～80r/min。混料设备为一个球磨桶，该球磨桶的内壁衬有一层硅橡胶板，球磨桶的磨球直径为10～25cm。采用本发明制得的(U，Gd)O2可燃毒物芯块固溶程度高，没有Gd2O3游离相存在，理化性能满足核反应堆对(U，Gd)O2可燃毒物芯块的技术要求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115674158A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211334677.X
申请日：2022-10-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种夹持装置，包括支撑架，所述支撑架上设置有至少两个安装架，每一个所述安装架上设置有若干夹持机构；所述支撑架上还设置有若干可变位防护机构；每一个所述可变位防护机构包括顶升结构、回旋结构以及托举结构，所述顶升结构和所述回旋结构均直接或间接与所述托举结构连接，所述托举结构设置于所述支撑架上；通过设置多方位夹持机构，特别是设置可变位防护机构，用于对箱体底部进行托举，从而减小侧面夹持所需的夹持力，尽可能的避免箱体的平面度和垂直度在转运的过程中受到影响；设置针对箱体除了底面以外其它面的夹持机构，将所需的夹持力进行分散，尽可能的避免箱体的平面度和垂直度在转运的过程中受到影响。
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公开(公告)号：CN113214558B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110625506.1
申请日：2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高使用温度耐事故工况抗辐照材料及其制备方法，解决了现有的聚乙烯材料为基体的屏蔽材料在事故工况环境温度下很短时间就会塑化垮塌，不能保持屏蔽功能，并发生流淌，加剧堆内不安全性的技术问题。本发明包括超高分子量聚乙烯、屏蔽物质和耐辐照复合添加剂，所述耐辐照复合添加剂由纳米稀土氧化物和有机抗辐照复合体系复合而成。本发明具有抗辐照材料的力学性能和抗辐照性能好等优点。
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公开(公告)号：CN111834644B
公开(公告)日：2021-10-08
申请号：CN202010721968.9
申请日：2020-07-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H01M8/0271
Abstract: 本发明涉及燃料电池技术领域，具体涉及一种固体氧化物燃料电池连接体结构及其组装方法，所采用的技术方案是：包括设置在连接体上的封接凸起和卸应力槽，所述卸应力槽环绕封接凸起外侧设置；所述卸应力槽内设有连接管，所述连接管用于连接导气孔和封接凸起所围成的空腔。本发明通设置卸应力槽，降低了封接凸起的结构刚度和增加封接凸起结构柔性，减小了连接体对电池片产生的拉应力，防止单电池破碎或者封接接头产生裂纹甚至疲劳断裂，最终保证封接气密性的稳定性、电池堆的安全性和经济性；卸应力槽在组装封接时，可作为定位槽使用，以通过定位件实现电池片在封接过程中的精确的组装和精确施压，进而确保单电池片的封接完整性和接头密封性。
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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：CN107304465A
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201610246460.1
申请日：2016-04-19
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组件用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.2-0.6％，Nb：0.1-0.5％，Fe：0.61-0.85％，Cr或V：0.1-0.3％，Ce或Sb：0.001-0.1％，O：0.09-0.13％，C：小于0.008％，N：小于0.006％，余量为Zr。本发明通过对锆合金内的组成进行优化并对组成成分的含量作出调整，以提高合金的腐蚀性能，使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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