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公开(公告)号:CN114441431A
公开(公告)日:2022-05-06
申请号:CN202210253796.6
申请日:2022-03-15
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种氧化膜再生腐蚀试验方法。针对实际工况的划伤和氧化膜再生研究提出一种试验方法,丰富了腐蚀试验的种类。通过巧妙的腐蚀试验安排,实现在同一块试样上进行不同周期的划伤和氧化膜再生试验研究,避免了因材料自身差异带来的系统误差,可准确的对不同周期下氧化膜再生行为进行对比。
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公开(公告)号:CN113355561A
公开(公告)日:2021-09-07
申请号:CN202110625981.9
申请日:2021-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及特种合金材料技术领域,公开了一种耐腐蚀的核用锆合金材料,按重量百分含量计,包括如下各成分:Sn 0.5~1.2%,Fe 0.2~0.4%,Cr 0.05~0.25%,Ta 0.05~0.5%,O0.06~0.16%,余量为Zr和其他杂质,还公开了其制备方法。本发明提供的锆合金材料中添加了Ta元素,细化了合金材料的第二相粒子尺寸,改善了第二相粒子的分布均匀性,抑制辐照缺陷发展、抑制疖状腐蚀、提高抗蠕变性能,大大降低了腐蚀速率对水中溶解氧的敏感性,在含氧水质、除氧水质中的耐腐蚀性能均显著提高,可用于沸水堆、先进重水堆或其他特殊设计的核反应堆。
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公开(公告)号:CN103898360B
公开(公告)日:2016-08-31
申请号:CN201210576987.2
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
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?0.60,Nb:0.20?0.40,Fe:0.30?0.50,Cr:0.15?0.30,Cu或Bi或Ge:0.01?0.10,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,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,合金性能满足核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,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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公开(公告)号:CN103898366B
公开(公告)日:2016-08-10
申请号:CN201210579001.7
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:1.10-1.40,Fe:0.10-0.30,Cr:0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种,Cu或Sb或Bi或Ge:0.002-0.1,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,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。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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公开(公告)号:CN103898369A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210579084.X
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力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:0.40-0.60,Nb:0.40-0.60,Fe:0.30-0.40,Cr或V:0.05-0.15,Sb或Ge:0.002-0.10,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,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,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。这种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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公开(公告)号:CN103898368A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210579029.0
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金,本发明属于按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:0.60-0.85,Fe:0.20-0.40,V或Ta或Cr:0.002-0.15,Si或S:0.002-0.015,Cu或Bi:0.002-0.1,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,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,本发明提供的合金性能,满足压水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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公开(公告)号:CN103898363A
公开(公告)日:2014-07-02
申请号:CN201210578429.X
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
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用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.60-1.00,Nb:0.80-1.10,Fe:0.10-0.40,Cu或Bi或Ge:0-0.1,Si或S:0-0.03,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。
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公开(公告)号:CN114486709A
公开(公告)日:2022-05-13
申请号:CN202210252954.6
申请日:2022-03-15
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 中国核电工程有限公司
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种三相腐蚀试验装置及试验方法,包括腐蚀容器,还包括连接容器和冷凝器;所述腐蚀容器、连接容器和冷凝器呈由下至上的顺序依次排布;所述腐蚀容器用于盛放液相腐蚀介质和液相试样,且液相腐蚀介质在腐蚀容器内产生气相腐蚀介质;所述连接容器用于流通腐蚀容器产生的气相腐蚀介质,将气相腐蚀介质经连接容器导入冷凝器,且在气相腐蚀介质流通路径上用于设置气相试样;所述冷凝器用于将进入的气相腐蚀介质进行冷凝为冷凝相,且在冷凝相回流路径上设置冷凝相试样。本发明可满足核燃料化工反应器用材料同时在气相、液相和冷凝相条件下进行腐蚀试验,从而实现对核燃料化工反应器用材料的腐蚀性能的评估。
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公开(公告)号:CN110284027A
公开(公告)日:2019-09-27
申请号:CN201910721838.2
申请日:2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金,按重量百分比计,由下列成分组成:Sn:0.3-0.5,Nb:0.2-0.5,Fe:0.1-0.4,Cr:0.1-0.4,V、Ni、Si中的一种或多种元素:0.004-0.02,O:0.08-0.16,余量为Zr及其他杂质。本发明通过降低锆合金中Sn和Nb的含量,添加Fe、Cr元素,V、Ni、Si中的一种或多种元素,并调整Fe、Cr、V、Ni、Si等合金元素的含量至适当水平,提高了锆合金在氢氧化锂水溶液中的耐腐蚀性能,将该锆合金置于70ppm含锂水中,在温度为360℃,压力为18.6MPa腐蚀250天,锆合金的腐蚀增重不大于65mg/dm2,腐蚀速率低于0.260mg/dm2/d。
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公开(公告)号:CN103898368B
公开(公告)日:2017-05-17
申请号:CN201210579029.0
申请日:2012-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10‑0.40,Nb:0.60‑0.85,Fe:0.20‑0.40,V或Ta或Cr:0.002‑0.15,Si或S:0.002‑0.015,Cu或Bi:0.002‑0.1,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,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,本发明提供的合金性能,满足压水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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