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

    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

    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。

    (U,Gd)O2可燃毒物芯块制备的混料工艺及混料设备

    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

    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。

    一种冷热激光复合增减材一体化集成制造装备

    公开(公告)号:CN117428209A

    公开(公告)日:2024-01-23

    申请号:CN202311679684.8

    申请日:2023-12-07

    Abstract: 本发明公开了一种冷热激光复合增减材一体化集成制造装备,舱室系统包括舱室,舱室内的工作面上平铺设置有基板;基材粉末铺排机构用于在基板表面铺排基材粉末;激光选区熔化成型系统用于在基板上选择熔化区域,并熔化基材粉末;超快激光加工系统用于在基板表面抛光,并阵列预制若干盲孔;增强相颗粒落料机构用于在基板表面铺排增强相颗粒,并将增强相颗粒填充于盲孔内。通过激光增材、减材、布料等多工序高度集成及工序间的高效衔接,实现增强相在基体材料中均匀可控分布的复合材料一体化成型,解决增强相颗粒随机排布、粘连、团聚、材料整体性能离散性较大等问题,具有设计‑制造自由度高、加工过程精确可控、兼顾加工质量及效率的优点。

    一种用于薄壁细长精密重载箱体转运的多自由度机械手

    公开(公告)号:CN115741625A

    公开(公告)日:2023-03-07

    申请号:CN202211340365.X

    申请日:2022-10-28

    Abstract: 本发明公开了一种用于薄壁细长精密重载箱体转运的多自由度机械手,包括万向行走系统,万向行走系统上设置有车体,车体上设置有升降系统,升降系统传动连接有升降板,升降板上设置有横向移动系统,横向移动系统固定连接有抱夹系统。能够同时满足宽窄高低不一的工位平台和多自由度的调整,实现多工位全方位交叉上下料,达到安全、稳定、可靠以及方便转运目的,降低薄壁细长精密重载箱体在转运过程中损坏的风险。可推广应用于航空航天、机械重工、精密加工等相关领域的精密部件全方位、多层次的上下料及自动化转运,具有广泛的应用市场。

    一种固体氧化物燃料电池连接体结构及其组装方法

    公开(公告)号:CN111834644A

    公开(公告)日:2020-10-27

    申请号:CN202010721968.9

    申请日:2020-07-24

    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。

    一种锆合金包壳管材制备工艺

    公开(公告)号:CN107116339B

    公开(公告)日:2019-12-03

    申请号:CN201710304946.0

    申请日:2017-05-03

    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。

    一种核动力堆芯结构材料用锆基合金

    公开(公告)号:CN105441717B

    公开(公告)日:2017-09-26

    申请号:CN201610001961.3

    申请日:2016-01-06

    Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.1‑0.3%,Nb:1.0‑1.35%,Fe:0.01‑0.15%,V:0.01‑0.2%,Ni或Bi或Ge:0‑0.1%,Mn或Mo: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。

    一种核动力压水堆用锆合金

    公开(公告)号:CN105543559A

    公开(公告)日:2016-05-04

    申请号:CN201610001960.9

    申请日:2016-01-06

    CPC classification number: Y02E30/40 C22C16/00 G21C3/07

    Abstract: 本发明公开了一种核动力压水堆用锆合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.05-0.25%,Nb:1.05-1.35%,Fe:0.15-0.45%,Cr:0.02-0.2%,Cu:0.02-0.2%,V或Bi:0-0.2%,Ni或Al:0-0.2%,O:0.06-0.16%,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特别是在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。

    一种核反应堆用锆合金
    59.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898364A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578575.2

    申请日:2012-12-27

    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用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.70-1.00,Nb:0.20-0.40,Fe:0.30-0.50,Cr:0.05-0.15,Cu或Bi或Ge:0.002-0.1,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特别是在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。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和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核动力堆芯用锆合金
    60.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898361A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578413.9

    申请日:2012-12-27

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40-0.80,Nb:0.75-1.10,Fe+Cr:0.20-0.50,Fe/(Nb+Fe):0.20~0.35,Cu或Bi或Ge:0.01-0.1,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系合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,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,从而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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