公开(公告)号：CN114894647B

公开(公告)日：2024-05-10

申请号：CN202210469552.1

申请日：2022-04-30

申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司 ,  浙江久立特材科技股份有限公司 ,  西部新锆核材料科技有限公司

发明人： 赵冠楠 ,  胡靖东 ,  林晓冬 ,  高亚龙 ,  颜妍 ,  杨义忠 ,  王永东

IPC分类号： G01N3/40

摘要： 本发明公开了一种合金预生膜弹性模量测试方法及其应用，解决了现有技术中存在现有方法并不适用于部分合金表面预生膜弹性模量获取的问题，具有在保证较小压入载荷的前提下，不受薄膜表面粗糙度影响的有益效果，具体方案如下：一种合金预生膜弹性模量测试方法，包括对合金预生膜样件进行硬度试验,获得硬度试验后样件的压痕深度H2；模拟硬度试验过程，获得模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1,若模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1与硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H2在误差范围内相同，则进入下一步，否则重复进行模拟硬度试验；计算出基体材料的等效弹性模量Eeff；根据基体材料的等效弹性模量Eeff、基体材料的弹性模量Es，计算出预生膜材料的弹性模量。

公开(公告)号：CN117316476A

公开(公告)日：2023-12-29

申请号：CN202311283020.X

申请日：2023-09-28

申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司

发明人： 刘润发 ,  唐伟华 ,  陶金 ,  沈睿 ,  王煦嘉 ,  肖婷 ,  龚碧颖 ,  汤春桃 ,  刘婵云 ,  陈红生 ,  刘建文 ,  栾佳明 ,  庞波 ,  赵冠楠 ,  王永东 ,  杨义忠

IPC分类号： G21C17/00

摘要： 本发明公开了一种用于燃料组件的高温高压辐照考验装置，所述装置包括从外向内依次设置的隔热管组件、压力管组件和分流管组件，所述隔热管组件、压力管组件和分流管组件均分为上下两段结构，上下段之间皆采用机械连接的方式进行连接紧固，下段靠近试验段的部分均采用锆铌合金制成；本发明通过将压力管组件、隔热管组件与分流管组件分为上下两段，上段均采用奥氏体不锈钢制备而成，降低材料成本；下段包括下部压力管组件、隔热段与方形分流管组件，三者均采用锆铌合金制作而成，降低热中子吸收截面，提高链式反应效率，从而提高燃料组件经济性。

公开(公告)号：CN116145030B

公开(公告)日：2023-12-15

申请号：CN202211664822.0

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 颜秉宇 ,  王永东 ,  孟劲松 ,  王勇 ,  王义栋 ,  孙殿东 ,  王爽 ,  杨义忠 ,  胡海洋 ,  门启明 ,  段江涛 ,  巢孟科

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/34 ,  C22C38/44 ,  C22C38/54 ,  C22C38/52 ,  C22C38/50 ,  C22C38/06 ,  C22C38/60 ,  C22C33/04 ,  B22D11/00 ,  C21D1/18 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02

摘要： 用铁素体不锈钢的要求。本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢钢板及其制造方法，钢板包含如下成分，C：0.04％‑0.11％；Si：0.5％‑2.0％；Mn：0.1％‑1.00％；P≤0.010％；S：0.010％‑0.020％；Ni：0.3％‑1.0％；Cr：12％‑15％；Mo：0.002％‑0.05％；N：0.15％‑0.30％；B：0.0011％‑0.0029％；Co：0.01％‑1％；ZrO2：0.001％‑0.010％，Al:0.20％‑0.50％；Pb：0.001％‑0.010％。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺，开轧温度：1050‑1180℃，终轧温度：950‑1050℃。淬火温度970～1150℃，保温时间1‑

公开(公告)号：CN116815044A

公开(公告)日：2023-09-29

申请号：CN202211664963.2

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 孟劲松 ,  卢洪早 ,  王勇 ,  王永东 ,  王义栋 ,  胡海洋 ,  宁冬 ,  王爽 ,  王谊清 ,  于占刚 ,  王海丹

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/58 ,  C22C38/44 ,  C22C38/42 ,  C22C38/46 ,  C22C38/06 ,  C22C33/04 ,  C21D1/18 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02

摘要： 本发明提供了一种核电站安全壳闸门法兰用特厚高强钢板及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.21％～0.23％；Si：0.15％～0.30％；Mn：1.75％～1.90％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.96％～0.99％；Cr：0.15％～0.25％；Mo：0.50％～0.80％；V：0.010％～0.050％；Cu：0.10％～0.30％；Al：0.010％～0.040％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、电渣重熔、锻造、轧制、调质处理；应用本发明生产的所述钢板在经模拟焊后热处理后的室温拉伸抗拉强度＞660MPa，屈服强度＞545MPa，断后伸长率≥22.5％；厚度方向断面收缩率＞65％；‑7℃冲击吸收能量≥240J；350℃高温拉伸抗拉强度＞620MPa，屈服强度＞510MPa。

公开(公告)号：CN116219279B

公开(公告)日：2024-04-16

申请号：CN202211665196.7

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 孙殿东 ,  郑明光 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孟劲松 ,  胡海洋 ,  宁冬 ,  王谊清 ,  王爽 ,  白玉璞

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/58 ,  C22C38/44 ,  C22C38/46 ,  C22C38/06 ,  C22C38/54 ,  C22C38/50 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02 ,  C21D1/18 ,  C22C33/04 ,  B22D11/00 ,  G21C13/087

摘要： 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.12～0.17％；Si：0.6～0.8％；Mn：1.2～1.6％；P≤0.010％；S≤0.003％；Ni：0.2～0.4％；Cr：0.65～0.8％；Mo：0.2～0.5％；V：0.06～0.09％；Al：0.05～0.08％；B：0.0005～0.0009％；Zr：0.005～0.009％。[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺，钢板室温拉伸强度＞710MPa，屈服强度≥630MPa，断后伸长率≥20％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢，且生产工艺稳定、简练，适合工业批量化生产。

公开(公告)号：CN116121646B

公开(公告)日：2024-01-09

申请号：CN202211665169.X

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 胡海洋 ,  郑明光 ,  孟劲松 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孙殿东 ,  宁冬 ,  颜秉宇 ,  王谊清 ,  管吉春

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/08 ,  C22C38/16 ,  C22C38/12 ,  C22C38/14 ,  C22C38/06 ,  C22C33/04 ,  B22D11/00 ,  C21D1/00 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02 ,  C21D11/00

摘要： 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。

公开(公告)号：CN116121645B

公开(公告)日：2023-12-15

申请号：CN202211664961.3

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 王勇 ,  卢洪早 ,  王义栋 ,  胡海洋 ,  王永东 ,  孟劲松 ,  孙殿东 ,  李黎明 ,  王谊清 ,  于占刚 ,  宁冬

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/08 ,  C22C38/12 ,  C22C38/14 ,  C22C38/06 ,  C21D8/02 ,  C21D1/18 ,  C21D6/00 ,  C21C7/00

摘要： 本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.10～0.14％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.9～2.3％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.41～0.60％；Mo：0.96～1.20％；V：0.06～0.09％；Ti：0.02～0.04％；Al：0.04～0.07％；N：0.007～0.01％；[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理，钢板室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；‑45℃冲击功≥200J；TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能，满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。

公开(公告)号：CN116121646A

公开(公告)日：2023-05-16

申请号：CN202211665169.X

申请日：2022-12-23

申请人： 鞍钢股份有限公司 ,  上海核工程研究设计院有限公司

发明人： 胡海洋 ,  郑明光 ,  孟劲松 ,  王永东 ,  王义栋 ,  王勇 ,  孙殿东 ,  宁冬 ,  颜秉宇 ,  王谊清 ,  管吉春

IPC分类号： C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/08 ,  C22C38/16 ,  C22C38/12 ,  C22C38/14 ,  C22C38/06 ,  C22C33/04 ,  B22D11/00 ,  C21D1/00 ,  C21D6/00 ,  C21D8/02 ,  C21D11/00

摘要： 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。

公开(公告)号：CN114894647A

公开(公告)日：2022-08-12

申请号：CN202210469552.1

申请日：2022-04-30

申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 ,  浙江久立特材科技股份有限公司 ,  西部新锆核材料科技有限公司

发明人： 赵冠楠 ,  胡靖东 ,  林晓冬 ,  高亚龙 ,  颜妍 ,  杨义忠 ,  王永东

IPC分类号： G01N3/40

摘要： 本发明公开了一种合金预生膜弹性模量测试方法及其应用，解决了现有技术中存在现有方法并不适用于部分合金表面预生膜弹性模量获取的问题，具有在保证较小压入载荷的前提下，不受薄膜表面粗糙度影响的有益效果，具体方案如下：一种合金预生膜弹性模量测试方法，包括对合金预生膜样件进行硬度试验,获得硬度试验后样件的压痕深度H2；模拟硬度试验过程，获得模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1,若模拟硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H1与硬度试验后合金预生膜样件的压痕深度H2在误差范围内相同，则进入下一步，否则重复进行模拟硬度试验；计算出基体材料的等效弹性模量Eeff；根据基体材料的等效弹性模量Eeff、基体材料的弹性模量Es，计算出预生膜材料的弹性模量。

公开(公告)号：CN113025796A

公开(公告)日：2021-06-25

申请号：CN202110240503.6

申请日：2021-03-04

申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 ,  安泰核原新材料科技有限公司

发明人： 李玲 ,  王铁军 ,  史骁辰 ,  裴燕斌 ,  王弘昶 ,  刘刚 ,  宁冬 ,  王永东 ,  佟辉 ,  陈锦

IPC分类号： C21D8/10 ,  B21C37/06 ,  C22C33/04 ,  C22C38/02 ,  C22C38/04 ,  C22C38/52

摘要： 本发明的目的在于公开一种核电站控制棒驱动机构驱动杆小口径厚壁管的制备方法，与现有技术相比，采用将碱性电炉加炉外精炼或电渣重熔后的坯料锻造‑一次热挤压成形‑热处理‑酸洗矫直的工艺制备，制备的12Cr13小口径厚壁管组织均匀、工艺流程短、节约能源和综合性能高，提高了成品率，减少了后续加工难度，适合批量化生产，实现本发明的目的。