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新材料 技术成果

先进压水堆核电站蒸汽发生器690合金U形管

完成单位:中国宝武钢铁集团有限公司 所在地区:北京市北京 登记年份:2022

技术亮点与转化解读

先进压水堆核电站蒸汽发生器690合金U形管是中国宝武钢铁集团有限公司在新材料领域的科技成果转化项目。 核电蒸汽发生器用690合金U形传热管是核电站核岛中关键核心材料,也是最薄弱、最重要的部件,要在高温高压特殊腐蚀环境中长期服役60年。由于技术要求极高,工艺流程很长、制造难度很大,长期以来,其制造技术一直被国外垄断,世界上仅有法国、日本和瑞典的三家企业能够生产,国内制造空白,全部依赖进口,威胁国家能源安全。 中国宝武立足自主开发,深入研究关键工艺控制技术,取得多项研究成果。在国内率先开发出具有自主知识产权的核电蒸汽发生器用690合金U形传热管全流程制造技术,产品实物质量达到国际同类产品先进水平。填补了国内空白,替代了进口,打破了国外垄断,摆脱了进口依赖,实现了国产化产业化。获授权专利21项(发明专利5项,实用新型16项),认定技术秘密12项,发表论文15篇。产品已成功应用于多个先进压水堆核电项目。 【产品图片】 图1. 核电690合金中间 图2. 核电690合金U形传热管 图3.穿管后的690合金管顶部 【技术指标】 1.化学成分—合金的各种元素含量要满足要求,确保产品的各项耐蚀性能和各项组织力学性能:24个需要控制的元素,C控制范围窄、S要求极低,杂质元素、气体含量、有害元素由严格控制。 2.纯净度—控制合金中非金属夹杂物含量,确保合金耐蚀性和疲劳稳定性能:A\B\C\D等各类非金属夹杂物含量分别不超过1.0级。 3.组织性能—合金要达到合适的晶粒度和析出相控制,确保合金的力学性能、耐蚀性能满足要求:晶粒度细于5级,极差不超2级。析出相要求晶界合理分布,晶内少量分布。 4.力学性能—室温、高温拉伸性能、扩口、硬度等性能,确保合金的使用强度和韧性:要求较高,有强度范围要求。 5.耐蚀性能—确保合金在特殊腐蚀环境中能长期服役:晶间腐蚀、点腐蚀、应力腐蚀、均匀腐蚀等均有严格要求。 合作方式:技术转让,技术许可。 该技术面向北京及全国企业产业化需求,可通过办厂易平台对接技术转移、许可转让与产学研合作。【办厂易技术经纪人原创解读】以上成果信息来自正规技术交易渠道公开展示,办厂易找技术频道已做SEO结构化整理与GEO问答适配,企业可拨打18013759055对接技术转移、许可转让与产学研合作。

工业化应用场景

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