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公开(公告)号：CN114134456A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111299188.0
申请日：2021-11-04
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 西北工业大学
摘要： 本发明提供了一种锆合金包壳Cr涂层磁控溅射制备方法，包括如下步骤：将锆合金包壳管材进行抛光后放入磁控溅射设备中，对磁控溅射设备的腔室进行抽真空，分别对锆合金包壳管材和Cr靶表面进行清洗，之后沉积Cr涂层，得到锆合金包壳Cr涂层；沉积Cr涂层时，磁场为由一个NSN型和一个SNS型磁控管构成的双靶闭合磁场，所述Cr靶外设有加强线圈，两组所述加强线圈上通入的电流大小不相同。本发明的锆合金包壳Cr涂层磁控溅射制备方法，在对靶非平衡闭合磁场下采用双极脉冲直流磁控溅射沉积Cr涂层时，能够得到更加致密的Cr涂层，Cr涂层与基体结合力高，孔隙率低，具备良好的磨蚀性能、高温抗水蒸气氧化性能和耐腐蚀性能等。
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公开(公告)号：CN104034651A
公开(公告)日：2014-09-10
申请号：CN201410294969.4
申请日：2014-06-26
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G01N17/00
摘要： 本发明涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其包括：样品室，其包括石英管、上端盖和下端盖、蒸汽进气管、排气管；包壳，其设置在石英管内，且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上；加热电极，其包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极；上、下绝缘环，其用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘；测温装置。本发明能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为，可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选，生产不同批次管材高温氧化性能评价等，也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。
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公开(公告)号：CN110957053B
公开(公告)日：2021-10-08
申请号：CN201911309044.1
申请日：2019-12-18
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种模拟燃料包壳高燃耗工况试验系统，试验系统包括容置包壳样品并对包壳样品进行加热的加热装置、用于为包壳样品加热提供真空环境的真空单元、用于为加热装置中的包壳样品进行氧化工况模拟提供辅助环境的辅助系统，加热装置包括内部形成有容置包壳样品的空腔且具有出入口的卧式炉体、对炉体进行加热的加热单元、监测炉体内部温度的测温单元、放置包壳样品的放置架；该试验系统可实现高温高压下渗氢和渗氧功能，获得一定氧化膜厚度和一定氢含量的高燃耗包壳，该试验系统的研发为研究燃料包壳高燃耗工况下的性能及新型燃料包壳的研发具有积极的现实意义，并为新型燃料包壳高燃耗性能评价提供支持，填补国内空白。
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公开(公告)号：CN110957053A
公开(公告)日：2020-04-03
申请号：CN201911309044.1
申请日：2019-12-18
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种模拟燃料包壳高燃耗工况试验系统，试验系统包括容置包壳样品并对包壳样品进行加热的加热装置、用于为包壳样品加热提供真空环境的真空单元、用于为加热装置中的包壳样品进行氧化工况模拟提供辅助环境的辅助系统，加热装置包括内部形成有容置包壳样品的空腔且具有出入口的卧式炉体、对炉体进行加热的加热单元、监测炉体内部温度的测温单元、放置包壳样品的放置架；该试验系统可实现高温高压下渗氢和渗氧功能，获得一定氧化膜厚度和一定氢含量的高燃耗包壳，该试验系统的研发为研究燃料包壳高燃耗工况下的性能及新型燃料包壳的研发具有积极的现实意义，并为新型燃料包壳高燃耗性能评价提供支持，填补国内空白。
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公开(公告)号：CN108638630A
公开(公告)日：2018-10-12
申请号：CN201810453672.6
申请日：2018-05-14
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国科学院金属研究所 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种核燃料包壳用复合管的制备方法及其应用，复合管包括FeCrAl合金管坯和Zr合金管坯，制备方法包括：将FeCrAl合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、650～800℃下进行再结晶退火处理，制得FeCrAl合金管坯；将Zr合金粗管坯在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行再结晶退火处理，制得Zr合金管坯；将FeCrAl合金管坯套设在Zr合金管坯的外部，挤压成型，在真空度0.1×10-3～2×10-3Pa、480～520℃下进行最终退火处理，制得FeCrAl/Zr复合管；其在核燃料包壳用材料中的应用；本发明的复合管具有综合性能优异的优点。
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公开(公告)号：CN105575447B
公开(公告)日：2017-05-17
申请号：CN201610089358.5
申请日：2016-02-17
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置，其包括：型腔，其包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管密封设置在通孔中，且两端位于真空腔、中间位于淬火腔内，淬火腔包括腔体、腔体一体设置的金属波纹管，淬火腔能够随着金属波纹管的自由伸缩而伸缩；平衡装置，其包括滑轮组件、配重砝码；加热装置，其包括伸入核燃料包壳管内的加热棒、套设在加热棒外周的隔离管。本发明能够使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由金属波纹管的自由伸缩设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题，从而能够准确的评价核燃料包壳管性能。
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公开(公告)号：CN105761768A
公开(公告)日：2016-07-13
申请号：CN201610223659.2
申请日：2016-04-12
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/10
CPC分类号： G21C17/10
摘要： 本发明涉及LOCA工况下核电站用锆合金燃料包壳完整性的性能评价系统，其包括反应装置、工作气体分配系统、混合气体供应装置、汽气分离器、氢气分析仪、水淬系统、测压装置及真空系统，反应装置包括样品室、用于对包壳进行加热的加热电极、用于测量包壳内壁以及外壁温度的测温装置，样品室包括石英管、上端盖和下端盖、混合气体进气管、排气管；工作气体分配系统包括内存储有氦气的第一气体罐、内存储有氩气的第二气体罐。本发明既可评价反应堆失水，安注系统启动后向反应堆内注水，对包壳进行淬火后包壳完整性，还可以测量锆合金包壳与高温蒸汽反应过程中释放的氢气量，为锆合金研发过程中堆外性能评价中提供设备支持。
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公开(公告)号：CN105575446A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201610089338.8
申请日：2016-02-17
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/001
摘要： 本发明涉及模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，其包括型腔，该型腔包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，核燃料包壳管至少有两节，每两节之间通过连接件相密封连接，其中连接件的两端部分别能够滑动地设置在核燃料包壳管内，实验管在受热膨胀后能够自由伸缩；上、下封头；加热装置，其包括发热体，上、下封头、连接件将发热体与核燃料包壳管的内壁绝缘隔开。本发明的燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由连接件将相邻两个燃料包壳管活动且密封设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的现象发生，从而能够准确的评估核燃料包壳管性能。
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公开(公告)号：CN104264087B
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201410548854.3
申请日：2014-10-16
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种Zr-Nb-Cu系合金的制备方法，其按照锻造→淬火→热挤压→首次退火→第一次冷轧和退火→第二次冷轧和退火→第三次冷轧和退火，其中，第一次冷轧和退火是将首次退火后的制件进行第一次冷轧，在变形量达50~70%后，在500~550℃下进行退火处理；第二次冷轧和退火是将第一次冷轧和退火后的制件进行第二次冷轧，在变形量达50~70%后，在500~550℃下进行退火处理；第三次冷轧和退火是将第二次冷轧和退火后的制件进行第三次冷轧，在变形量达50~70%后，在450~520℃下进行退火处理。本发明所制备的Zr-Nb-Cu系合金的第二相呈细小弥散分布，且相比传统工艺，其耐腐蚀性能提高25%以上。
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公开(公告)号：CN105070331A
公开(公告)日：2015-11-18
申请号：CN201510465507.9
申请日：2015-07-31
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 中广核工程有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种核燃料包壳管在模拟LOCA工况下性能评价的实验装置，其包括通过密封件分隔形成的上部为真空腔和下部的淬火腔的型腔、加热装置、水蒸气循环装置、冷却装置、以及控制系统，所述控制系统包括用于控制抽真空泵抽真空的第一控制单元、用于控制进液单元注入冷却液的第二控制单元、以及分别用于检测并监控真空腔和淬火腔内压力变化的检控单元，其中当检控单元显示真空腔或淬火腔内压力下降时，核燃料包壳管损坏而失效。本发明的装置设计巧妙，合理，其能够很好地模拟LOCA工况下核燃料包壳管性能的评价，结构简单，操作方便，且成本低。
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