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公开(公告)号：CN110863148B
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN201911233992.1
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , B22F9/04 , B22F3/15 , B22F3/17 , B22F3/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基ODS合金的制备方法，包括以下步骤：按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、Sc、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；将合金粉末与Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN107142422B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710391066.1
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金及其制备方法，解决了现有技术中FeCrAl基合金材料的抗高温氧化性能、韧性和耐高温强度均不能有效满足核反应堆堆芯用性能要求的问题。本发明包括12.5～14.5wt％Cr、3.5～5.5wt％Al、1.5～3wt％Mo、1～3wt％Nb、0.1～0.3wt％Si、0.1～0.2wt％Ta、0.1～0.2wt％Hf，0～0.2wt％Ga、0.1～0.2wt％Ni、0.05～0.1wt％Ce、C≤0.008wt％、N≤0.005wt％、O≤0.003wt％，其余为Fe和不可避免杂质。本发明具有优异的抗高温氧化性能、热稳定性、力学性能等。
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公开(公告)号：CN107217205B
公开(公告)日：2019-05-03
申请号：CN201710389979.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/24 , C22C38/04 , C22C38/44 , C22C38/48 , C22C38/50 , C22C38/46 , C22C33/04 , C21D8/02 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、Si、Ti、V、Mn、Ni、La、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI、Si合金元素的总重量百分比和大于等于17％，Mo、Nb、Ti、V合金元素的总重量百分比和大于等于3.0％，本发明所述的FeCrAl基合金，可有效提高合金室温力学性能及高温强度，且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在1000℃水蒸气条件下具有非常优异的抗高温氧化性能。
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公开(公告)号：CN106995902A
公开(公告)日：2017-08-01
申请号：CN201710391105.8
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: C22C38/06 , C21D1/26 , C21D6/002 , C21D8/0226 , C21D8/0236 , C21D8/0247 , C22C38/001 , C22C38/004 , C22C38/005 , C22C38/22 , C22C38/26
Abstract: 本发明公开了一种FeCrAl基合金包壳材料及其制备方法，FeCrAl基合金包壳材料由以下组分组成，Cr、AI、Mo、Nb、Ta、Ce、C、N、O、Fe、杂质，其中，Cr、AI合金元素的总重量百分比为大于等于16％，Mo、Nb、Ta合金元素的总重量百分比为大于等于3.1％，Ce合金元素的总重量百分比为：0.05～0.1％，本发明所述的FeCrAl基合金，可有效提高合金室温力学性能及高温强度，且FeCrAl基合金中合金元素之间相互作用，使合金材料具有优良的耐高温水蒸气氧化性能、辐照性能，在8000℃高温下合金材料具有较高的高温强度和组织热稳定性，并在室温下具有较高的力学强度和合适加工的塑性。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101665884A
公开(公告)日：2010-03-10
申请号：CN200810146516.1
申请日：2008-09-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锡青铜冶炼加工领域，具体涉及一种制作管路附件的锡青铜及其管路附件的生产工艺；本发明的旨在解决现有技术铸造锡青铜管接头内部缺陷多、致密性差的问题，提高生产效率、降低生产成本；本发明的制作管路附件的锡青铜还含有Ni和稀土，Ni的质量百分比为：0.01～0.03和稀土的质量百分比为：0.05～0.1；使用上述锡青铜的管路附件的生产工艺包括配料、熔炼和热冲压三个步骤，本发明细化了晶粒，减少了锡青铜内部缺陷，提高了锡青铜的延展性能，通过采用热冲压的工艺将铸件直接冲压成各种型号的管接头，提高了管路附件的致密性，简化了工艺、提高了生产效率，降低了生产成本。
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公开(公告)号：CN112695255B
公开(公告)日：2021-09-17
申请号：CN202011361890.0
申请日：2020-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/04 , C22C38/02 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , C22C33/04 , C21D1/28 , C21D1/773 , C21D9/08 , B23P15/00 , G21C15/14
Abstract: 本发明属于第四代铅铋冷却快堆结构材料技术领域，具体涉及一种铁素体马氏体钢包壳管材制备方法。本发明提供的一种铁素体马氏体钢包壳管材，该合金的成分包括：C：0.15～0.25％，Mn：0.30～0.8％，Si：0.40～1.20％,Cr：10.5～12.5％，W:1.0～2.5％，V:0.10～0.40％，Ta：0.10～0.40％，Zr：0.005～0.08％，La：0.005～0.05％，N：0.008～0.04％；其余为Fe和杂质。一种铁素体马氏体钢包壳材料制备方法，包括以下工艺步骤：(1)确定合金成分；(2)熔炼；(3)铸造；(4)锻造；(5)挤压；(6)管坯加工及热处理；(7)合金的多道次冷轧及中间热处理；(8)管材最终热处理。本发明通过创新性的成分设计、优化的管材加工形变工艺和热处理技术，改善材料微观组织，细化晶粒，从而提高合金的综合性能。
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公开(公告)号：CN110863148A
公开(公告)日：2020-03-06
申请号：CN201911233992.1
申请日：2019-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/24 , C22C38/26 , C22C38/28 , B22F9/04 , B22F3/15 , B22F3/17 , B22F3/18 , G21C3/07
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基ODS合金的制备方法，包括以下步骤：按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Ti、Sc、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；将合金粉末与Y2O3粉末进行机械合金化球磨处理；球磨后的粉末封入钢制包套中通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯，将合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN106987780B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710389961.X
申请日：2017-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C22C38/06 , C22C38/22 , C22C38/26 , C22C38/02 , C22C38/28 , C22C38/04 , C21D1/26 , C21D8/02 , C21D6/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳用FeCrAl基合金材料，以重量计，Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：2～3.5％，Nb：1～2.5％，Si：0.1～0.5％，Zr：0～0.5％，Mn：0～0.05％，La+Ce或La+Y：0.01～0.1％，余量为铁和符合工业标准的杂质。本发明的合金材料在1000℃水蒸气条件下具有优异的高温氧化性能，在800℃高温下合金具有较高的高温强度和组织热稳定性，在室温下具有很高的力学强度和较高的塑韧性。
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公开(公告)号：CN107385247B
公开(公告)日：2019-01-08
申请号：CN201710556758.7
申请日：2017-07-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于锆合金制备技术领域，具体涉及一种含返回料的核级锆合金铸锭制备方法。本发明技术方案提出的工艺不需要制备传统的Zr‑Sn‑Fe/Cr中间合金纽扣锭，同时在电极制备过程中添加了一定比例的返回料，工艺经济性得到明显的提高，同时铸锭的成分均匀性控制满足铸锭技术要求，可用于核级锆合金铸锭的工业化规模生产。
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