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- [发明专利]一种核动力堆芯用锆合金-CN201210578413.9有效
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赵文金;杨忠波;戴训;苗志;易伟;黄照华;邱军;徐春容;廖志海;王朋飞;董琼根
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2017-02-22
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C22C16/00
- 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种核动力堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成Sn0.40‑0.80，Nb0.75‑1.10，Fe+Cr0.20‑0.50，Fe/(Nb+Fe)0.20~0.35，Cu或Bi或Ge0.01‑0.1，Si或S0.002‑0.02，O0.06‑0.15，C小于0.008，N小于0.006；余量为锆。本发明在Zr‑Sn‑Nb系合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，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，从而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。
- 一种核动力堆芯用锆合金
- [实用新型]检测汽车后背门左、右护板的检具-CN201420718163.9有效
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韩国跃;王寅;魏琢;苗志;高坡;金英子
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辽阳三兴汽车内饰模具有限公司
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2014-11-26
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2015-04-15
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G01B5/00
- 检测汽车后背门左、右护板的检具涉及一种用于检测汽车后背门左、右护板是否合格的检具。主要是为解决现有的检具检测精度低等问题而设计的。它包括底座板，底座板上有基准块、左支撑块、右支撑块及推拉式压钳；底座板上有左下、左上卡扣机构及左固定检测块，左上、左下固定检测块另一侧有左上、左下活动检测块，左上、左下固定检测块及左上、左下活动检测块装在底座板上各自的检测块定位座上；底座板上有右下、右上卡扣机构及右固定检测块，右上、右下固定检测块另一侧有右上、右下活动检测块，右上、右下固定检测块及右上、右下活动检测块装在底座板上各自的检测块定位座上，各定位销插在各活动检测块的定位套内。优点是检测精度高。
- 检测汽车后背右护板
- [发明专利]一种用于核动力反应堆堆芯的锆基合金-CN201210579019.7在审
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赵文金;戴训;杨忠波;苗志;易伟;邱军;徐春容;王朋飞;梁波;陈勇;贾昊鹏
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2014-07-02
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C22C16/00
- 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：0.20-0.60，Nb：0.10-0.25，Fe：0.30-0.50，Cr：0.20-0.30，As或Sb或Bi：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，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，可以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。
- 一种用于核动力反应堆堆合金
- [发明专利]一种核反应堆用锆合金-CN201210578575.2在审
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赵文金;戴训;杨忠波;苗志;彭倩;易伟;邱军;徐春容;蒋宏曼;王朋飞;贾昊鹏
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2014-07-02
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C22C16/00
- 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用锆合金材料。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.70-1.00，Nb：0.20-0.40，Fe：0.30-0.50，Cr:0.05-0.15，Cu或Bi或Ge：0.002-0.1，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，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。
- 一种核反应堆合金
- [发明专利]一种核动力用锆合金-CN201210578429.X在审
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赵文金;杨忠波;戴训;苗志;易伟;黄照华;邱军;王朋飞;闫萌;董琼根;卓洪
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2014-07-02
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C22C16/00
- 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。
- 一种核动力合金
- [发明专利]一种核反应堆芯用锆合金-CN201210576987.2有效
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赵文金;杨忠波;戴训;苗志;邱军;彭倩;易伟;徐春容;王朋飞;陈勇;贾昊鹏
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2014-07-02
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C22C16/00
- 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。
- 一种核反应堆芯用锆合金
- [发明专利]一种水冷核反应堆用锆基合金-CN201210578426.6有效
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杨忠波;赵文金;苗志;戴训;邱军;杨晓雪;王朋飞;徐春容;王录全;彭倩;易伟
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中国核动力研究设计院
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2012-12-27
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2014-07-02
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C22C16/00
- 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20-0.60，Nb：0.10-0.30，Fe：0.30-0.60，Cr：0.05-0.20和V：0.10-0.40两种元素中的至少一种，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，本发明提供的合金性能满足水冷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管板材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。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。
- 一种水冷核反应堆用锆基合金
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