- [檢測百科]分享：酸性停堆溫度對模擬壓水堆一回路環(huán)境中304L不銹鋼表面氧化膜的影響2025年03月18日 11:28
- 壓水堆（PWR）一回路系統(tǒng)構(gòu)件常采用304L不銹鋼。機組運行期間,在高溫、高壓和強輻射的環(huán)境中,不銹鋼表面會形成致密的氧化膜,起到抑制和減緩金屬腐蝕,以及減少放射性雜質(zhì)生成的作用,氧化膜的性能將對構(gòu)件的腐蝕速率、腐蝕產(chǎn)物釋放及其源項產(chǎn)生較大影響[1-5]。
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- [檢測百科]分享：316LN不銹鋼在除氧高溫水中表面氧化膜的多層結(jié)構(gòu)2025年02月25日 11:06
- 奧氏體不銹鋼（SS）已作為重要的結(jié)構(gòu)材料廣泛應(yīng)用于壓水堆核電站。反應(yīng)堆運行期間,奧氏體不銹鋼表面在高溫水環(huán)境中形成的氧化膜對于其環(huán)境促進開裂行為有顯著影響。已有報道,不銹鋼在高溫水中形成的雙氧化膜內(nèi)層含有較多的鉻,外層含有較多的鐵。研究人員提出了幾種不同的高溫水氧化機制合理解釋了這一現(xiàn)象[1-6]。
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- [根欄目]分享：核電站用橡膠軟管老化評估方法2025年01月08日 16:34
- 在全球能源轉(zhuǎn)型和應(yīng)對氣候變化的大背景下,核能作為一種高效的清潔能源,正在成為關(guān)注的焦點[1]。核電站是保障能源供給和保護環(huán)境生態(tài)的核心。最常用的壓水堆核電站中,各回路設(shè)備的內(nèi)部循環(huán)以及和外界的輔助交換都需要使用橡膠軟管,其作用是負責(zé)運送具有一定溫度和壓力的石油基液體、水基液體、氣體以及其他工作介質(zhì),以使核電站中的柴油機、冷凝器等必要設(shè)備能夠安全、有效地正常工作。然而,核電站極端的工作環(huán)境,如高溫、高壓和強輻射,也對橡膠軟管材料的耐高溫、耐輻射、耐高壓等抗老化性能提出了極高的要求。
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- [檢測百科]分享：溫度對核電壓力容器用SA508-Ⅲ鋼拉伸性能的影響2024年12月13日 09:41
- 核電壓力容器作為核反應(yīng)堆的第二道安全屏障,是壓水堆核電站最關(guān)鍵的設(shè)備之一,直接關(guān)系到核反應(yīng)堆的安全和壽命。核電壓力容器由于長期服役于高溫、輻照環(huán)境,并且時刻面臨地震、海嘯等安全隱患,因此其結(jié)構(gòu)用材的組織和性能要求很高。
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- [檢測百科]分享：使用工況條件下核用18Ni(300)鋼拉桿的力學(xué)性能2024年10月09日 15:24
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管是壓水堆核電站一、二回路的壓力邊界,在高溫、高壓、振動和應(yīng)力等復(fù)雜工況條件下,隨著運行時間的延長,部分傳熱管發(fā)生腐蝕損傷,以及傳熱管壁厚減薄、破損或泄漏現(xiàn)象,影響核電站的安全運行。為了保證核電站的正常運行,通常對缺陷傳熱管兩端進行封堵。
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- [檢測百科]分享：退火對Zr-4合金包殼管組織和性能的影響2024年08月20日 13:37
- 本文研究了核電項目壓水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包殼管在工業(yè)化真空退火爐經(jīng)不同成品退火參數(shù)處理后的組織與性能的影響規(guī)律，對Zr-4合金包殼管在475℃/7.5 h、500℃/7.5 h、520℃/7.5 h、525℃/7.5 h、530℃/7.5 h和545℃/7.5 h退火后進行了室溫拉伸、高溫拉伸、CSR、晶粒度等性能研究。
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- [檢測百科]分享：反應(yīng)堆壓力容器用SA508 Gr.3鋼落錘試驗結(jié)果異常原因2022年10月20日 09:53
- 無塑性轉(zhuǎn)變溫度(TNDT)是衡量鋼材韌性儲備的 一個重要指標,對于防止鋼材發(fā)生脆性斷裂具有重要 意義,其值可通過落錘試驗獲得。反應(yīng)堆壓力容器 (RPV)是壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)的關(guān)鍵設(shè)備 之一,是防止冷卻劑和放射性裂變產(chǎn)物逸出的第二道 安全屏障。RPV長期工作在高溫、高壓、高放射性的 環(huán)境下,為保證設(shè)備受中子輻照后不發(fā)生脆性斷裂, 需要在設(shè)備制造過程中準確地測定其TNDT。
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浙公網(wǎng)安備 33042402000106號
