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公开(公告)号:CN115945843A
公开(公告)日:2023-04-11
申请号:CN202211725335.0
申请日:2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种薄壁箱体一体化工装及应用和薄壁箱体的制作方法,一体化工装包括槽体和盖合于槽体上的盖板,槽体沿其长度方向的两端均为开口端;槽体内设置有衬体,衬体的上方和其中一个侧面分别设置有上压板和侧压板;盖板上和槽体的底部上分别开设有第一焊缝组和第二焊缝组,第一焊缝组包括两排交错设置的第一焊缝槽,第二焊缝组包括两排交错设置的第二焊缝槽,每排第一焊缝槽和其在竖直方向上对应的每排第二焊缝槽交错设置;组装后可以直接焊接且只需两次焊接和一次工装的拆卸重装,二次焊接完成后将整个薄壁箱体和工装形成的整体直接进行热处理,提高了薄壁箱体制作的合格率和制作效率,可应用于航空、航天、兵器工业以及核工业等领域中。
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公开(公告)号:CN115807197A
公开(公告)日:2023-03-17
申请号:CN202211647302.9
申请日:2022-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/54 , C22C38/50 , C22C38/46 , C22C38/04 , C22C38/06 , C22C38/02 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C33/06 , G21F1/08
Abstract: 本发明公开了一种高硼含量铁素体基硼不锈钢,属于中子吸收材料领域,以质量分数计,包括B:0.8~2.3%,Cr:13.0~16.0%,C:0.02~0.06%,Ti:1.50~5.60%,V:0.15~0.30%,Mn:0.20~0.50%,Al:0.10~0.50%,Ni:0.10~0.50%,Si:0.20~0.50%,W:0.01~0.10%,Cu:0.05~0.15%,Mo:0.02~0.06%,Ce≤0.25%,剩余部分由Fe和不可避免的杂质构成。通过在硼不锈钢基体合金中引入Ti和稀土元素Ce,建立Ti、B和Cr元素的相互关联,能够有效减少粗大共晶硼化物的形成和成网分布,细化基体晶粒和硼化物的颗粒尺寸;在此基础上,通过适量引入W、Cu、Mo等合金元素,使得材料的耐蚀性和力学性能得到进一步优化。
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公开(公告)号:CN113583385A
公开(公告)日:2021-11-02
申请号:CN202110885956.4
申请日:2021-08-03
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明公开了一种高密度树脂基屏蔽板材及其制备方法,制备方法包括以下步骤:S1、将基体和粘度调节剂加入真空混料系统,搅拌均匀;S2、加入中子射线屏蔽填料和γ射线屏蔽填料,真空条件下搅拌均匀,所述中子射线屏蔽填料和γ射线屏蔽填料的粒径均小于等于40μm;S3、加入一定比例的固化剂,继续真空搅拌混匀获得混合体系,然后采用全方位移动浇注工装将混合体系浇注入板材模具中;S4、将浇注模具进行固化处理,固化完成后冷却脱模。本发明采用全角度移动式浇注工装,避免流体大范围流动从而提高均匀性;添加粘度调节剂,减小流体流速从而避免高密度屏蔽物质与基体材料分离;采用粒径较小的高密度屏蔽物质,减弱沉降从而提高均匀性。
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公开(公告)号:CN105568057A
公开(公告)日:2016-05-11
申请号:CN201610001967.0
申请日:2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成:Sn:0.2-0.6%,Nb:0.1-0.4%,Fe:0.35-0.65%,Cr:0.1-0.3%,Mo:0.05-0.25%,Ge或Bi或V:0-0.4%,Mn或Cu:0-0.25%,O:0.06-0.15%,C:小于0.008%,N:小于0.006%,余量为Zr及杂质。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和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。
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公开(公告)号:CN105441717A
公开(公告)日:2016-03-30
申请号:CN201610001961.3
申请日:2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.1-0.3%,Nb:1.0-1.35%,Fe:0.01-0.15%,V:0.01-0.2%,Ni或Bi或Ge:0-0.1%,Mn或Mo:0-0.1%,O:0.06-0.15%,C:小于0.008%,N:小于0.006%,余量为Zr及其它杂质。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元素成分,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和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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公开(公告)号:CN103014621B
公开(公告)日:2014-11-05
申请号:CN201110285282.0
申请日:2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法,具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括:步骤一:基体镀前处理与反溅清洗;用300目~1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光,达到镜面状态即可,然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗,除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干,最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗,步骤二:Cr(C,N)梯度过渡层沉积;步骤三:Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积;步骤四:涂层热处理。本发明的效果是:硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
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公开(公告)号:CN103014621A
公开(公告)日:2013-04-03
申请号:CN201110285282.0
申请日:2011-09-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于涂层的制备方法,具体涉及一种超临界水冷堆燃料包壳表面Cr-Si-C-N纳米复合涂层的制备方法。它包括:步骤一:基体镀前处理与反溅清洗;用300目~1200目的金相砂纸对基材进行研磨抛光,达到镜面状态即可,然后将基材置于超声波容器中进行除油剂清洗,除油剂清洗完成后进行酸洗与去离子水漂洗后在真空干燥炉内烘干,最后将烘干基材置于沉积真空室进行等离子体反溅清洗,步骤二:Cr(C,N)梯度过渡层沉积;步骤三:Cr-Si-C-N纳米复合涂层沉积;步骤四:涂层热处理。本发明的效果是:硬度高、抗氧化度高、涂层附着牢固。
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公开(公告)号:CN102110484B
公开(公告)日:2013-01-23
申请号:CN200910263588.9
申请日:2009-12-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C21/00
Abstract: 本发明公开一种乏燃料贮运用B4C-Al中子吸收板的制备方法。该方法采用框架轧制技术,首先把一定含量的B4C粉末与Al基体粉混合均匀,再模压成密实的生坯芯体,在真空炉中烧结,之后把烧结芯体置于铝合金框架中封装,最后轧制成板。该中子吸收板制备工艺简单,B4C在Al基体中分布均匀并有良好的界面结合。本产品适用于作乏燃料水池和运输容器中的中子吸收材料,控制乏燃料的临界安全。
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公开(公告)号:CN102808138A
公开(公告)日:2012-12-05
申请号:CN201110143627.9
申请日:2011-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆中燃料包壳的奥氏体不锈钢新材料及制造工艺。这种奥氏体不锈钢新材料是在传统奥氏体不锈钢中添加微量合金元素Ti(0.03~1%)、Nb或Zr(0.01~1%)、Y(0.01~0.5%),经合金熔炼、铸造、锻造、热处理、轧制、细晶化处理工艺制造的。这种奥氏体不锈钢新材料在700℃下抗拉强度达到300MPa,屈服强度达到110MPa,在提高合金力学性能和腐蚀性能的同时大大提高合金的抗辐照肿胀性能,具有耐高温、耐腐蚀和抗辐照肿胀的优异性能,解决了笫四代超临界水冷堆中奥氏体不锈钢燃料包壳必须满足超临界工况要求的技术关键,为超临界水冷堆堆芯的安全运行提供了基础保障。
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公开(公告)号:CN101270425B
公开(公告)日:2010-08-11
申请号:CN200810084445.7
申请日:2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料,尤其涉及一种用于轻水反应堆堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.80-1.20,Nb:0.90-1.25,Fe:0.12-0.45,O:0.06-0.15,C:小于0.020,N:小于0.008,V或Mo或Cr:小于0.15,余量为锆和杂质。本发明提供的锆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,提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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