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公开(公告)号：CN112918032A
公开(公告)日：2021-06-08
申请号：CN202110174949.3
申请日：2021-02-09
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 , 中国科学院上海硅酸盐研究所
摘要： 本发明的目的在于公开一种核能装置用隔热部件，它包括金属合金隔热壳体，在金属合金隔热壳体内布设有至少一层具有低导热特性的陶瓷隔热板，金属合金隔热壳体之间的接口通过焊接或者法兰密封，金属合金隔热壳体与陶瓷隔热板形成金属合金包覆陶瓷的夹心隔热结构；利用金属合金的耐高温、耐腐蚀和耐压等特性以及陶瓷的低导热率、紧密型和优良的力学性能，两种材料之间在堆内压力下形成一个有机整体实现隔热效果，避免在事故条件下(金属包壳出现裂缝或破损)隔热功能丧失的风险，在苛刻的工况下稳定长期运行；提高了耐压能力，增加隔热部件整体结构的强度，降低机械加工和装配成本，减轻重量，还降低了隔热层因应力应变过大的风险；明显减小隔热层的厚度，从而减小隔热部件的尺寸和重量。
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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
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。
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公开(公告)号：CN116219279A
公开(公告)日：2023-06-06
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
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。
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公开(公告)号：CN108060387A
公开(公告)日：2018-05-22
申请号：CN201810044971.4
申请日：2018-01-17
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明提供一种表面改性的核电站控制棒驱动机构钩爪，其包括：第一轴孔；第二轴孔；及双钩齿；其中，所述第一轴孔、第二轴孔和双钩齿经配置以进行表面改性处理。本发明提供的表面改性的核电站控制棒驱动机构钩爪，在采用不锈钢制造成形后进行表面非金属离子渗入处理，心部具有良好的韧性且表面具有良好的耐磨性、耐腐蚀性和抗疲劳性，这种提高钩爪耐磨耐腐蚀耐疲劳性的表面改性技术工艺简单、生产效率高、制造成本低，可实现批量化生产。并且不再使用钴基合金，彻底避免了二次激发辐射剂量，为了反应堆的检修和运营维护提供良好的环境条件。
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公开(公告)号：CN116240457B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202211664907.9
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
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 本发明提供了一种超厚规格高强度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：0.13～0.16％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.10～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：1.60～2.1％；Cr：0.41～0.59％；V：0.06～0.08％；Ti：0.05～0.08％；W：0.01～0.03％；B：0.003～0.005％；Ca：0.001～0.003％；Al：0.02～0.05％；[H]≤1.5ppm；[O]≤8ppm；余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理；应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定，完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。
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公开(公告)号：CN116240457A
公开(公告)日：2023-06-09
申请号：CN202211664907.9
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
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 本发明提供了一种超厚规格高强度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：0.13～0.16％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.10～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：1.60～2.1％；Cr：0.41～0.59％；V：0.06～0.08％；Ti：0.05～0.08％；W：0.01～0.03％；B：0.003～0.005％；Ca：0.001～0.003％；Al：0.02～0.05％；[H]≤1.5ppm；[O]≤8ppm；余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理；应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定，完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。
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公开(公告)号：CN116121645A
公开(公告)日：2023-05-16
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
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。
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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
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。
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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
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。
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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
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。
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