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公开(公告)号:CN107236904B
公开(公告)日:2019-07-05
申请号:CN201710389967.7
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。
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公开(公告)号:CN107142423B
公开(公告)日:2019-06-07
申请号:CN201710391070.8
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:CN107142424B
公开(公告)日:2019-05-21
申请号:CN201710390400.1
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结构材料用FeCrAl基合金材料,以重量计,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1~2.5%,Nb:0.1~0.5%,Si:0~0.3%,Zr:0~0.2%,W:0~0.05%,Ga:0~0.05%,La: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。
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公开(公告)号:CN107217197B
公开(公告)日:2019-05-03
申请号:CN201710389966.2
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C38/44 , C22C38/48 , C22C38/50 , C21D8/02 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种先进核燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法,以重量计,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1.7~2.0%,Nb:0.8~1.0%,Ti:0.5~1.0%,Si:0.1~0.2%,Zr+Ta+W:0.1~0.3%,Ga+Ni:0.1~0.2%,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。
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公开(公告)号:CN107142424A
公开(公告)日:2017-09-08
申请号:CN201710390400.1
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/22 , C21D8/005 , C22C38/002 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/26 , C22C38/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金材料,以重量计,Cr:12.5~14.5%,Al:3.5~5.5%,Mo:1~2.5%,Nb:0.1~0.5%,Si:0~0.3%,Zr:0~0.2%,W:0~0.05%,Ga:0~0.05%,La: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。
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公开(公告)号:CN107142422A
公开(公告)日:2017-09-08
申请号:CN201710391066.1
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 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/48
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:CN107058872A
公开(公告)日:2017-08-18
申请号:CN201710390462.2
申请日:2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/004 , C21D1/26 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26
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,所述合金由以下组分组成:Cr,Al,Mo,Nb,Si,W,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16.2%~20.5%,Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7%~6.1%。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:CN103898366B
公开(公告)日:2016-08-10
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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公开(公告)号:CN105568056A
公开(公告)日:2016-05-11
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:CN102787300A
公开(公告)日:2012-11-21
申请号:CN201110128538.7
申请日:2011-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆结构材料的表面改性技术,具体是一种超临界水冷堆燃料包壳表面的Cr/CrAlN梯度涂层工艺。该工艺包括镀前处理、偏压反溅清洗以及采用弧离子增强反应磁控溅射,依次在奥氏体不锈钢基体表面上沉积Cr过渡层和CrAlN梯度层和涂层热处理。本发明的Cr/CrAlN梯度涂层工艺可使Cr/CrAlN梯度涂层的抗氧化温度达700℃以上,硬度值达2200Hv以上、涂层附着力达35N以上,使超临界水冷堆燃料包壳表面的抗高温氧化、结合力、抗热震性能好,力学性能优异,实现了表面涂层体结构与功能的协调统一,有效提高了超临界水冷堆燃料包壳的使用性能和使用寿命。
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