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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
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 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
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 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
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 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：CN116815044A
公开(公告)日：2023-09-29
申请号：CN202211664963.2
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 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：CN116121645B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202211664961.3
申请日：2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115591969A
公开(公告)日：2023-01-13
申请号：CN202211301656.8
申请日：2022-10-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司(CN) , 江苏华阳管业股份有限公司(CN)
Abstract: 本申请提供了一种颗粒填充介质、冷挤压工艺及工件，涉及冷挤压加工技术领域，所述颗粒填充介质为硬质耐磨材料制成的微球，所述硬质耐磨微球在使用结束后可以直接取出，不会产生附着在管壁上的碎屑，也不会有余油残留，解决了现有冷挤压加工过程中排除残余介质效率低下的问题，且硬质耐磨微球不含铅一类有毒金属且能够循环使用，有耐久、环保的优点；硬质耐磨微球在管状金属材料的内壁上形成致密的微坑，起到提高管壁强度的效果，为管材提供一定的内应力基础，以改善管件在冷挤压之后的应力情况，从而提高管材抵抗荷载的能力；且加工成形的三通管的内壁上依然存在致密微坑，能有效提升整体管件的耐久能力以及使用寿命。
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公开(公告)号：CN111946487A
公开(公告)日：2020-11-17
申请号：CN202010877783.7
申请日：2020-08-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动斯特林装置，它包括安全筒，在所述安全筒内设置有核燃料块，所述核燃料块内设置有若干贯通的热管，所述热管的一端与斯特林发电机相连接，在所述核燃料块的外部包裹有控制反应性和放射性的控制环；与现有技术相比，采用了新的核能发电技术，即用核燃料块代替压水堆的燃料组件堆芯，通过贯通核燃料块的热管代替水，通过热管传递热量驱动的斯特林发电机发电，体积小，结构简单，可靠性高，为地面/水下/车载/通讯基站和通讯卫星等提供了新的电源选择，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN111946415A
公开(公告)日：2020-11-17
申请号：CN202010871692.2
申请日：2020-08-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动布雷顿装置，它包括容器，在容器的中部设置有核燃料块，在核燃料块中贯穿设置有若干导热管，核燃料快连接有布雷顿循环装置，布雷顿循环装置的一端连接有发电机，布雷顿循环装置的另一端连接有压缩机，核燃料块的外侧设置有反应性和放射性控制环，在核燃料块的外侧还设置有排热器；采用了新的核能发电技术，即耦合了核裂变技术和燃气轮机技术，通过使用超临界二氧化碳或氮气进行布雷顿循环，实现核能向电能的高效转换，显著简化了系统配置，体积小，结构简单，可靠性高，满足公路/船舶/飞机/宇航运输要求，可用于海陆空天各类场景，为数据中心、偏远矿区、紧急救援等提供核电保障。
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公开(公告)号：CN212296652U
公开(公告)日：2021-01-05
申请号：CN202021823110.5
申请日：2020-08-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型的目的在于公开一种核驱动斯特林装置，它包括安全筒，在所述安全筒内设置有核燃料块，所述核燃料块内设置有若干贯通的热管，所述热管的一端与斯特林发电机相连接，在所述核燃料块的外部包裹有控制反应性和放射性的控制环；与现有技术相比，采用了新的核能发电技术，即用核燃料块代替压水堆的燃料组件堆芯，通过贯通核燃料块的热管代替水，通过热管传递热量驱动的斯特林发电机发电，体积小，结构简单，可靠性高，为地面/水下/车载/通讯基站和通讯卫星等提供了新的电源选择，实现本实用新型的目的。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN212406846U
公开(公告)日：2021-01-26
申请号：CN202021808445.X
申请日：2020-08-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型的目的在于公开一种核驱动布雷顿装置，它包括容器，在容器的中部设置有核燃料块，在核燃料块中贯穿设置有若干导热管，核燃料块连接有布雷顿循环装置，布雷顿循环装置的一端连接有发电机，布雷顿循环装置的另一端连接有压缩机，核燃料块的外侧设置有反应性和放射性控制环，在核燃料块的外侧还设置有排热器；采用了新的核能发电技术，即耦合了核裂变技术和燃气轮机技术，通过使用超临界二氧化碳或氮气进行布雷顿循环，实现核能向电能的高效转换，显著简化了系统配置，体积小，结构简单，可靠性高，满足公路/船舶/飞机/宇航运输要求，可用于海陆空天各类场景，为数据中心、偏远矿区、紧急救援等提供核电保障。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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