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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
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。
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公开(公告)号：CN216585085U
公开(公告)日：2022-05-24
申请号：CN202122935178.3
申请日：2021-11-26
申请人： 安泰核原新材料科技有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本实用新型涉及不锈钢加工技术领域，尤其涉及一种热挤压马氏体不锈钢驱动杆用工装，解决了现有技术中热马氏不锈钢驱动杆在淬火工装中产生的刺激性油烟很难合理的处理的问题。一种热挤压马氏体不锈钢驱动杆用工装，包括：淬火箱，所述淬火箱为长方体箱体结构，所述淬火箱的上端面开设有进料口和出料口。本实用新型在驱动杆淬火和冲洗过程中，弥漫在淬火箱内的刺激性油烟，在循环风机的作用下，进入处理腔内，经过过滤层处理后被循环风机输送至箱外，大大降低了刺激性油烟弥散到箱外的情况发生，实现了一种可以及时的处理刺激性油烟的热挤压马氏体不锈钢驱动杆淬火工装，提高了驱动杆淬火工装的安全性和使用性。
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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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