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    • 5. 发明公开
    • 비표면적이 큰 단일상 r(감마)-LiAlO2분말의 제조방법
    • 用于制备具有大比表面积的单相r(γ)-LiAlO 2粉末的方法
    • KR1019970065414A
    • 1997-10-13
    • KR1019960006816
    • 1996-03-14
    • 한국원자력연구원한국전력공사
    • 박지연오석진김영석국일현
    • C01F7/04
    • 본 발명은 핵융합로의 삼중수소 중식재료나 용융탄산염 연료전지 내의 용융탄산염 전해질의 지지재로 사용되는 비표면적이 높은 단일상의 γ-LiAlO
      2 분말의 합성에 관한 것으로, 출발물질로는 리튬 질산염과 알루미늄 질산염을 사용하고 연료로서는 우레아-글라이신이나 우레아-구연산과 같은 복합연료를 사용하여 γ-LiAlO
      2 분말을 자발착화 연소반응법에 의해 합성한 것이다. 이 방법에 의해서 제조된 분말은 로를 이용한 장시간의 하소과정 등의 후열처리 공정이 필요없기 때문에 일반적인 고상반응법이나 다른 액상법에 의해 합성된 분말과 동일양, 동일 특성을 갖는 분말을 합성하는데 소요되는 공정과 단가를 크게 감소시킬 수 있으며, 연료조건, 특히 복합연료를 사용하여 각 금속 질산염의 반응성을 극대화시키고, 반응양상을 조절할 수 있음으로 해서 기존의 자발착화 연소반응법으로 얻어진 분말에 비해 합성에 재현성이 있고 비표면적이 매우 큰 단일상의 γ-LiAlO
      2 분말을 합성할 수 있는 방법이다.
    • 6. 发明授权
    • 비표면적이 큰 단일상 r(감마)-LiAlO2분말의 제조방법
    • 制造Y-LIALO2粉末的方法
    • KR100161814B1
    • 1998-11-16
    • KR1019960006816
    • 1996-03-14
    • 한국원자력연구원한국전력공사
    • 박지연오석진김영석국일현
    • C01F7/04
    • 본 발명은 핵융합로의 삼중수소 증식재료나 용융탄산염 연료전지 내의 용융탄산염 전해질의 지지재로 사용되는 비표면적이 높은 단일상의 γ-LiAlO
      2 분말의 합성에 관한 것으로, 출발물질로는 리튬 질산염과 알루미늄 질산염을 사용하고 연료로서는 우레아-글라이신이나 우레아-구연산과 같은 복합연료를 사용하여 γ-LiAlO
      2 분말을 자발착화 연소반응법에 의해 합성한 것이다. 이 방법에 의해서 제조된 분말은 로를 이용한 장시간의 하소과정 등의 후열처리 공정이 필요없기 때문에 일반적인 고상반응법이나 다른 액상법에 의해 합성된 분말과 동일 양, 동일 특성을 갖는 분말을 합성하는데 소요되는 공정과 단가를 크게 감소시킬 수 있으며, 연료조건, 특히 복합연료를 사용하여 각 금속 질산염의 반응성을 극대화시키고, 반응양상을 조절할 수 있으므로 해서 기존의 자발착화 연소반응법으로 얻어진 분말에 비해 합성에 재현성이 있고 비표면적이 매우 큰 단일상의 γ-LiAlO
      2 분말을 합성할 수 있는 방법이다.
    • 7. 发明公开
    • 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)- 니오븀(Nb)- 주석(Sn)- 철(Fe)- 산소(O) 합금 및 그 제조방법
    • 具有优异的耐腐蚀性,低氢吸收性和高强度的ZIRCONIUM(ZR)-NIOBIUM(NB)-TIN(SN)-IRON(FE)-OXYGEN(O)合金及其方法
    • KR1020010001111A
    • 2001-01-05
    • KR1019990020119
    • 1999-06-02
    • 한국원자력연구원한국전력공사
    • 김영석임경수김성수
    • C22C16/00
    • PURPOSE: Provided is zirconium(Zr)-niobium(Nb)-tin(Sn)-iron(Fe)-oxygen(O) alloy which has excellent corrosion resistance, low hydrogen absorptivity, and high strength. The alloy is used as materials for a pressurized heavy water reactor, as materials of a covered pipe for nuclear fuel used in a pressurized heavy water reactor and a pressurized light water reactor. CONSTITUTION: A method for preparing the alloy comprises: (1) vacuum-fusing an ingot with 0.5-1.5 wt.% of niobium(Nb), 0.8-1.6 wt.% of tin(Sn), 0.2-0.6 wt.% of iron(Fe), 0.08-0.13 wt.% of oxygen(O), and zirconium(Zr) as the residue; (2) homogenizing the fused material at 980-1100 deg.C within 60 minutes; (3) hot rolling more than 60% the homogenized material after preheating it at 800-850 deg.C for 15-60 minutes; (4) cold rolling more than 30% the hot rolled material; (5) heat- treating the cold rolled material at 400-450 deg.C for 1-24 hrs.
    • 目的:提供具有优异的耐腐蚀性,低吸氢性和高强度的锆(Zr) - 铌(Nb) - 锡(Sn) - 铁(Fe) - 氧(O)合金。 该合金用作加压重水反应堆的材料,作为在加压重水反应堆和加压轻水反应堆中使用的用于核燃料的覆盖管的材料。 构成:制备合金的方法包括:(1)将0.5-1.5重量%的铌(Nb),0.8-1.6重量%的锡(Sn),0.2-0.6重量%的铌 铁(Fe),0.08-0.13重量%的氧(O)和锆(Zr)作为残留物; (2)在60分钟内在980-1100℃均化熔融材料; (3)在800-850℃预热15-60分钟后,均质材料热轧超过60%; (4)冷轧超过30%的热轧材料; (5)在400-450℃下对冷轧材料进行热处理1-24小时。
    • 8. 发明授权
    • 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)- 니오븀(Nb)- 주석(Sn)- 철(Fe)- 산소(O) 합금 및 그 제조방법
    • 우수한내부식및저수소흡수성,고강도를갖는지르코늄(Zr)的 - 니오븀(NB) - 주석(SN) - 철(Fe)的 - 산소(O)합금및그제조방법
    • KR100409244B1
    • 2003-12-11
    • KR1019990020119
    • 1999-06-02
    • 한국원자력연구원한국전력공사
    • 김영석임경수김성수
    • C22C16/00
    • PURPOSE: Provided is zirconium(Zr)-niobium(Nb)-tin(Sn)-iron(Fe)-oxygen(O) alloy which has excellent corrosion resistance, low hydrogen absorptivity, and high strength. The alloy is used as materials for a pressurized heavy water reactor, as materials of a covered pipe for nuclear fuel used in a pressurized heavy water reactor and a pressurized light water reactor. CONSTITUTION: A method for preparing the alloy comprises: (1) vacuum-fusing an ingot with 0.5-1.5 wt.% of niobium(Nb), 0.8-1.6 wt.% of tin(Sn), 0.2-0.6 wt.% of iron(Fe), 0.08-0.13 wt.% of oxygen(O), and zirconium(Zr) as the residue; (2) homogenizing the fused material at 980-1100 deg.C within 60 minutes; (3) hot rolling more than 60% the homogenized material after preheating it at 800-850 deg.C for 15-60 minutes; (4) cold rolling more than 30% the hot rolled material; (5) heat- treating the cold rolled material at 400-450 deg.C for 1-24 hrs.
    • 目的:本发明提供一种具有优异的耐腐蚀性,低的氢吸收率,以及高强度锆(Zr)-niobium(NB) - 锡(Sn)的铁(Fe)的氧(O)的合金。 该合金用作加压重水反应堆的材料,用作加压重水反应堆和加压轻水反应堆中使用的核燃料包覆管的材料。 组成:一种用于制备该合金的方法包括:。(1)真空熔锭与铌的0.5-1.5%(重量)(NB),0.8-1.6重量%锡的(Sn)的,0.2至0.6重量%的 铁(Fe),0.08-0.13重量%的氧(O)和锆(Zr)作为残余物; (2)在980-1100℃在60分钟内使熔融材料均匀化; (3)在800-850℃预热15-60分钟后,热轧均匀材料60%以上; (4)冷轧大于30%的热轧材料; (5)在400-450℃热处理冷轧材料1-24小时。