-
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。
-
公开(公告)号：CN107236904A
公开(公告)日：2017-10-10
申请号：CN201710389967.7
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、W、Ta、Zr、Ga、Mn、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于17％，且Cr合金元素的总重量百分比大于等于12.7％，Mo、Nb、W、Ta、Zr合金元素的总重量百分比含量大于等于3.1％，Mo与W合金元素的总重量百分比之和为小于等于2.0％。所述FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在800℃高温下具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。
-
公开(公告)号：CN106987780A
公开(公告)日：2017-07-28
申请号：CN201710389961.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/04 , C21D1/26 , C21D8/02 , C21D6/00
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D6/002 , C21D6/005 , C21D6/008 , C21D8/0226 , C21D8/0247 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：2～3.5％，Nb：1～2.5％，Si：0.1～0.5％，Zr：0～0.5％，Mn：0～0.05％，La+Ce或La+Y：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
-
公开(公告)号：CN104032233A
公开(公告)日：2014-09-10
申请号：CN201410227245.8
申请日：2014-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种奥氏体不锈钢，其成分重量百分比为：C：≤0.08%，Si：0.20%-0.70%，Mn：0.50%-1.50%，Ni：19.00%-22.00%，Cr：23.00%-25.00%，Mo：2.65%-2.88%，P：＜0.005%，S：＜0.005%，Co：＜0.01%，余量为铁和杂质。本发明还公开了上述奥氏体不锈钢的制造工艺。本发明的不锈钢具有良好的蠕变性能、氧化性能、腐蚀性能等，具有良好的中子经济性和成本经济性，抗中子辐照肿胀性能良好，满足SCWR燃料包壳或堆内构件应用要求，为SCWR提供候选材料，此外，也可满足核反应堆温度、安全性、经济性不断提高的需要。
-
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。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115161564B
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202210814628.X
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D8/10 , C21D1/26 , B21C37/06 , G21C3/07
Abstract: 本发明针对耐事故核燃料元件用现有FeCrAl不锈钢包壳辐照脆化严重、加工难的特点，公开了一种FeCrAl不锈钢包壳管及其制备方法，包括按质量百分比计的如下各组分：Cr：8～14％，Al：3～6％，Mo：0.5～2％，Y：0.05～0.2％，Fe：余量；包壳管材外径6～10mm，管材壁厚0.2～0.6mm；在轧制变形时采用温轧+冷轧多道次复合轧制工艺或跳过热轧直接进行多道次小变形量冷轧工艺。该FeCrAl不锈钢成分在抗腐蚀、抗高温氧化、抗辐照性能优良，力学性能适中。制备方法能够加工出500kg级以上铸锭的FeCrAl不锈钢包壳管，可克服FeCrAl不锈钢晶粒粗大且不均匀、难以破碎的缺点。
-
公开(公告)号：CN115161564A
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202210814628.X
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D8/10 , C21D1/26 , B21C37/06 , G21C3/07
Abstract: 本发明针对耐事故核燃料元件用现有FeCrAl不锈钢包壳辐照脆化严重、加工难的特点，公开了一种FeCrAl不锈钢包壳管及其制备方法，包括按质量百分比计的如下各组分：Cr：8～14％，Al：3～6％，Mo：0.5～2％，Y：0.05～0.2％，Fe：余量；包壳管材外径6～10mm，管材壁厚0.2～0.6mm；在轧制变形时采用温轧+冷轧多道次复合轧制工艺或跳过热轧直接进行多道次小变形量冷轧工艺。该FeCrAl不锈钢成分在抗腐蚀、抗高温氧化、抗辐照性能优良，力学性能适中。制备方法能够加工出500kg级以上铸锭的FeCrAl不锈钢包壳管，可克服FeCrAl不锈钢晶粒粗大且不均匀、难以破碎的缺点。
-
公开(公告)号：CN111020346B
公开(公告)日：2021-04-27
申请号：CN201911233994.0
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用FeCrAl基ODS合金材料的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～1.2％Nb、0～0.5％Ti、0～0.5％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.1～0.8％Si和0.25～0.5％Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的常温和高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
-
公开(公告)号：CN112695256A
公开(公告)日：2021-04-23
申请号：CN202011361922.7
申请日：2020-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/04 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D1/28 , C21D1/773 , C21D9/08 , B23P15/00 , G21C15/14
Abstract: 本发明属于第四代铅铋冷却快堆结构材料技术领域，具体涉及一种铁素体马氏体钢包壳材料及其制备方法。本发明提供的一种铁素体马氏体钢包壳材料，该合金的成分包括：C：0.08～0.16wt％，Mn：0.30～0.8wt％，Si：0.50～1.20wt％，Cr：8.5～10.5wt％，W:1.0～2.5wt％，V:0.10～0.40wt％，Ta：0.10～0.40wt％，Zr：0.005～0.08wt％，La：0.005～0.05wt％，N：0.008～0.04wt％；其余为Fe和杂质。一种铁素体马氏体钢包壳材料制备方法，包括以下工艺步骤：(1)熔炼；(2)铸造；(3)锻造；(4)挤压；(5)管坯加工及热处理；(6)合金的多道次冷轧及中间热处理；(7)管材最终热处理。本发明通过创新性的成分设计、优化的管材加工形变工艺和热处理技术，改善材料微观组织，细化晶粒，从而提高合金的综合性能。
-
公开(公告)号：CN111020346A
公开(公告)日：2020-04-17
申请号：CN201911233994.0
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用FeCrAl基ODS合金材料的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～1.2％Nb、0～0.5％Ti、0～0.5％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.1～0.8％Si和0.25～0.5％Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的常温和高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
50
records
(took 0.031 seconds)
