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公开(公告)号：CN203965297U
公开(公告)日：2014-11-26
申请号：CN201420348189.9
申请日：2014-06-26
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01N17/00
Abstract: 本实用新型涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其包括：样品室，其包括石英管、上端盖和下端盖、蒸汽进气管、排气管；包壳，其设置在石英管内，且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上；加热电极，其包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极；上、下绝缘环，其用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘；测温装置。本实用新型能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为，可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选，生产不同批次管材高温氧化性能评价等，也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。
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公开(公告)号：CN203706677U
公开(公告)日：2014-07-09
申请号：CN201420100471.5
申请日：2014-03-06
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及一种锆合金燃料包壳材料样品悬挂器，锆合金燃料包壳材料样品的相对两侧分别设有连接孔，所述悬挂器包括由石英制成的悬挂杆、由陶瓷制成的连接杆，悬挂杆包括沿竖直方向延伸的杆本体以及分别形成在杆本体上下两端部的上连接耳和下连接耳，上连接耳用于将悬挂杆与除了悬挂杆之外的装置连接，连接杆依次穿过位于锆合金燃料包壳材料样品的一侧的连接孔、下连接耳以及位于锆合金燃料包壳材料样品的另一相对侧的连接孔设置。本实用新型的悬挂器在与待测试样品连接处的材料为陶瓷和石英，在试验的温度下不易发生氧化和变形；此外，石英悬挂杆的加工难度很小，容易成型，悬挂器的制作简单。
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公开(公告)号：CN203908882U
公开(公告)日：2014-10-29
申请号：CN201420346047.9
申请日：2014-06-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01N3/18
Abstract: 本实用新型涉及一种核用锆合金管材蠕变性能专用测量装置，其包括试样单元、加热单元、测试单元、加压单元及控制单元，加热单元包括筒式电阻炉，试样单元包括锆合金试样管、分别与试样管的两端连接的压力注入管和压力传出管、轴向蠕变夹具以及设置在试样管端部的夹头，锆合金试样管设置在筒式电阻炉内，压力注入管与加压单元的高压气体出口连通；测试单元包括激光测径仪、安装在试样管外的控温热电偶、位移传感器以及压力传感器；控制单元包括总控制柜，其分别与测试单元的各测试装置、加压单元、加热单元连接，实现温度和压力的闭环控制。本实用新型可在线同时测量轴向蠕变和径向蠕变，可闭环控温控压，可轴向加载，成本低，试验成功率高。
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公开(公告)号：CN207133138U
公开(公告)日：2018-03-23
申请号：CN201721235806.4
申请日：2017-09-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01N3/12
Abstract: 本实用新型涉及一种用于检测管材蠕变塌陷性能的试验系统，试验系统包括试验装置、加压装置及与试验装置连接的检测装置，试验装置包括相对设置的第一转接头、第二转接头、承压管，管材的外壁、承压管的内壁、第一转接头的内端以及第二转接头的内端之间围成密闭的加压腔；加压装置用于向加压腔内提供液压；检测装置包括压力传感器和信号采集处理单元。该试验系统能够对不同尺寸的试样进行检验，检测过程自动化，检测难度很小，检测的管材的蠕变塌陷性能信息精准，并且本实用新型的第一转接头、第二转接头以及承压管制作简单，成本低廉，管材蠕变塌陷性能检测装置中的应变片及压力变送器均可采用市场较为常见的产品。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN119438306A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411670786.8
申请日：2024-11-20
Applicant: 阳江核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司
Inventor： 许星星 , 施建辉 , 丁清越 , 蒋立辉 , 刘恩凯 , 张钱松 , 安达奇 , 刘政平 , 秦嘉 , 张永泽 , 张晏玮 , 刘向兵 , 贾文清 , 祁爽 , 范敏郁 , 蔡可信 , 黄平 , 徐超亮
Abstract: 本发明公开了一种基于能量分析的不锈钢加速热老化实验方法，包括：S1、获得原始态不锈钢的热流‑温度曲线和热老化不锈钢的热流‑温度曲线；S2、根据两个热流‑温度曲线得到修正后的不锈钢的热流‑温度曲线，并得到热老化不锈钢的特征峰；S3、对特征峰进行积分处理并取绝对值，得到特征焓；S4、根据特征焓计算获得不锈钢材料热老化激活能Q；S5、计算得到加速热老化温度下达到相同热老化损伤程度所需的热老化时间；S6、将不锈钢材料在高于实际服役温度的加速热老化温度条件下加速热老化后，得到不锈钢材料在实际服役温度下服役后的冲击功。本发明能够快速、定量地对热老化损伤后不锈钢性能进行评估和预测。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117133495A
公开(公告)日：2023-11-28
申请号：CN202311104525.5
申请日：2023-08-30
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电机组投运RRA系统时的主动控制方法，包括当RCP系统中的压力和温度满足相关要求时，投入运行RRA系统，以排除RCP系统的余热；在投运RRA系统时，所述RRA系统与RCV系统连接管线上的第二控制阀开启，在开启后的第一预设时间段内，若所述RCV系统出口处的上充流体温度大于或等于第一温度阈值，则维持所述下泄管线当前的下泄流量；若发现RCV系统出口处的上充流体温度小于所述第一温度阈值，则调高所述下泄管线当前的下泄流量。本发明提供的主动控制方法通过主动控制下泄流量，避免产生严重瞬态，延长核电机组的剩余使用寿命。
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公开(公告)号：CN102140596B
公开(公告)日：2012-11-21
申请号：CN201110005085.9
申请日：2011-01-12
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
IPC: C22C16/00
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆的锆基合金，以所述锆基合金的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb0.8%～1.3%、Fe0.01%～0.1%、Cu0.1%～0.35%、S10ppm～40ppm、O0.06%～0.14%、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量，所述锆合金中Fe与S的重量比为10～25:1，Cu与Fe的重量比为3.5～10:1。通过一系列的实验数据表明，本发明与现有技术的Zr-1Nb合金相比，在高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN103361592B
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201310316571.1
申请日：2013-07-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 北京工业大学 , 中广核工程有限公司
IPC: C23C8/12
Abstract: 本发明涉及一种提高锆合金管抗高温腐蚀性的方法，其是使锆合金管的外表面发生氧化反应产生致密的氧化锆预氧化膜层，氧化锆预氧化膜层的厚度为5~10μm。本发明通过在锆合金管外表面形成致密的氧化锆预氧化薄膜，该预氧化薄膜可有效阻挡锆合金管服役时的氧氢的扩散，从而有效提高了锆合金管在高温条件下的抗腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN103361592A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310316571.1
申请日：2013-07-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 北京工业大学 , 中广核工程有限公司
IPC: C23C8/12
Abstract: 本发明涉及一种提高锆合金管抗高温腐蚀性的方法，其是使锆合金管的外表面发生氧化反应产生致密的氧化锆预氧化膜层，氧化锆预氧化膜层的厚度为5~10μm。本发明通过在锆合金管外表面形成致密的氧化锆预氧化薄膜，该预氧化薄膜可有效阻挡锆合金管服役时的氧氢的扩散，从而有效提高了锆合金管在高温条件下的抗腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN102230109A
公开(公告)日：2011-11-02
申请号：CN201110180102.2
申请日：2011-06-30
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb0.9％～1.1％、Sn0.45％～0.55％、Cu0.01％～0.1％、Ni0.05％～0.15％、Cr0.05％～0.15％、O600～1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。通过一系列的实验数据表明，本发明与现有的低锡Zr-4合金相比，在427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能，满足核反应堆材料的应用要求。
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