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公开(公告)号：CN110102924A
公开(公告)日：2019-08-09
申请号：CN201910505921.6
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于控制校正大型箱体结构件角焊缝变形的方法，包括：将箱体围板通过高能束打底焊接箱体，然后通过传统的焊接对打底焊接处进行填充焊接；计算变形状态下焊缝及其预设范围内的区域产生的应力值，并计算施加热源后焊缝及其预设范围内的区域产生的应力状态；确定焊缝内部自熔所需施加的第一温度场，施加第一温度场用于消除箱体围板中间部分朝箱体外的变形量；确定焊缝外表面自熔施加的第二温度场，施加第二温度场用于用于消除箱体中间部分朝箱体内的变形量，本方法可有效保证箱体结构件的尺寸稳定性，明显校正焊接变形；利用有限元计算手段研究大型箱体结构件角焊缝变形机理，实现研发成本更低，效率更高。
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公开(公告)号：CN107142422B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710391066.1
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反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN105543560B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201610001966.6
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明公开了一种核用锆合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Nb：0‑0.4%，Fe：0.46‑0.8%，Cr：0.1‑0.4%，V：0‑0.5%，Mo或Mn或Ge：0‑0.1%，Si或S：0‑0.1%，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：CN105568057A
公开(公告)日：2016-05-11
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：CN102435546B
公开(公告)日：2013-04-10
申请号：CN201110263112.2
申请日：2011-09-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种水化学控制系统，具体是超临界高压釜鼓泡除氧系统。该系统由鼓泡除氧单元、测控单元及泵入泵出单元组成。鼓泡除氧单元设有蜂窝孔板，使气体分散，增大水与气体的接触面积；在泵入泵出单元的气体流道出口设有止回阀，使析出气体能有效排出，防止因浓度差造成的氧气回流，从而可以有效去除实验用水中的氧，使氧含量降至2ppb以下。在气体排出流道设有止回阀和蠕动泵，可将空气及水溶液中的氧气泵入试验用水，从而有效调节含氧量。测控单元采用反馈控制，可有效控制与监测氧含量。本系统不需加热即可除氧，能耗低，除氧效率高。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN102114508A
公开(公告)日：2011-07-06
申请号：CN200910216981.2
申请日：2009-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种制造核电站24kW稳压器变断面发热体的辊压模具，包括辊模A(1)、辊模B(2)、盖板(3)、压板(4)、压下手轮(5)、支撑板(6)、轴承套(8)和框架(10)等部件，其中辊模A和辊模B为多组圆柱体中部开有一圈截面为半圆形或半椭圆形凹槽的辊模，使用时根据加工对象的尺寸要求，依次使用半圆形直径或半椭圆形短轴长度逐渐减小的多套辊模A和辊模B辊压。通过本发明可以制造出满足核电站24kW稳压器使用要求的表面质量、尺寸要求、伸长率和过渡段密合度检查的变断面发热体，完全达到国外同类产品的相关技术要求。
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公开(公告)号：CN1949398B
公开(公告)日：2010-05-12
申请号：CN200610022231.8
申请日：2006-11-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开一种钴芯块成型模具，主要由橡胶模与钢模组成；在上下贯通的钢模内，装有外壁与钢模内壁接触的橡胶模，橡胶模各孔洞内填装钴粉，孔洞顶部与底部开口处装有上、下塞块，在橡胶模的顶面与底面上装有上、下缓冲垫，在两个缓冲垫的顶面与底面上装有上、下模冲，在下模冲底部安装承压座；制备钴芯块工艺包括：按重量取钴粉∶聚乙烯醇＝100∶0.2～0.3，再将聚乙烯醇溶于去离子水并与钴粉混合成湿粉末；将湿粉末在80～100℃真空烘烤20～25个小时；用12～15MPa压力把烘干粉末压制成块，再粉碎成粒度小于0.18mm的钴粉；在模具中加压钴粉并在H2气氛中高温烧结，经酸洗、碱洗，镀镍处理而成；优点是模具结构与钴芯块制备工艺简单，提高了成型钴芯块的成品率。
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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：CN119735747A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411914921.9
申请日：2024-12-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C08F255/06 , C08F210/14 , C08F2/46 , C08K3/22 , C08K3/36
Abstract: 本发明公开了一种改性三元乙丙橡胶、制备方法及其应用，改性三元乙丙橡胶由如下重量份的原料制备得到：三元乙丙橡胶100份、增塑剂1～5份、硫化剂1～5份、防老剂1～5份、促进剂0.1～1份、助交联剂1～10份、增强剂10～100份、α‑烯烃1‑30份。制备方法包括将三元乙丙橡胶、增塑剂、硫化剂、防老剂、促进剂、助交联剂和增强剂混合后密炼；开炼；热压成型和冷压成型；与α‑烯烃混合，使用γ射线辐照。本发明利用α‑烯烃对EPDM橡胶进行改性，α‑烯烃与EPDM橡胶交联形成了三维网络结构，改善了EPDM橡胶对极端环境的耐受力，达到扩宽EPDM橡胶极端环境下适用范围和延长其服役寿命的目的。
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公开(公告)号：CN118486388B
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410940427.3
申请日：2024-07-15
Applicant: 哈尔滨工业大学(深圳)(哈尔滨工业大学深圳科技创新研究院) , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明建立基于芯体表面化学成分的核反应堆控制棒寿命预测方法，主要通过X射线荧光光谱分析法快速测量控制棒芯体表面化学成分，根据前期建立的控制棒芯体化学成分计算模型，可以计算控制棒芯体内部所有核素的含量，然后根据测量区域所有核素含量结果来计算控制棒的反应性价值，最后通过对比控制棒反应性价值和原始价值，进一步分析控制棒的堆内剩余寿命。本发明方法可以快速计算控制棒各个区域的反应性价值计算，较准确地预测控制棒的堆内剩余寿命，为核反应堆堆芯设计提供重要的基础数据和计算模型。
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