- [检测百科]分享：酸性停堆温度对模拟压水堆一回路环境中304L不锈钢表面氧化膜的影响2025年03月18日 11:28
- 压水堆（PWR）一回路系统构件常采用304L不锈钢。机组运行期间,在高温、高压和强辐射的环境中,不锈钢表面会形成致密的氧化膜,起到抑制和减缓金属腐蚀,以及减少放射性杂质生成的作用,氧化膜的性能将对构件的腐蚀速率、腐蚀产物释放及其源项产生较大影响[1-5]。
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- [检测百科]分享：316LN不锈钢在除氧高温水中表面氧化膜的多层结构2025年02月25日 11:06
- 奥氏体不锈钢（SS）已作为重要的结构材料广泛应用于压水堆核电站。反应堆运行期间,奥氏体不锈钢表面在高温水环境中形成的氧化膜对于其环境促进开裂行为有显著影响。已有报道,不锈钢在高温水中形成的双氧化膜内层含有较多的铬,外层含有较多的铁。研究人员提出了几种不同的高温水氧化机制合理解释了这一现象[1-6]。
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- [根栏目]分享：核电站用橡胶软管老化评估方法2025年01月08日 16:34
- 在全球能源转型和应对气候变化的大背景下,核能作为一种高效的清洁能源,正在成为关注的焦点[1]。核电站是保障能源供给和保护环境生态的核心。最常用的压水堆核电站中,各回路设备的内部循环以及和外界的辅助交换都需要使用橡胶软管,其作用是负责运送具有一定温度和压力的石油基液体、水基液体、气体以及其他工作介质,以使核电站中的柴油机、冷凝器等必要设备能够安全、有效地正常工作。然而,核电站极端的工作环境,如高温、高压和强辐射,也对橡胶软管材料的耐高温、耐辐射、耐高压等抗老化性能提出了极高的要求。
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- [检测百科]分享：温度对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢拉伸性能的影响2024年12月13日 09:41
- 核电压力容器作为核反应堆的第二道安全屏障,是压水堆核电站最关键的设备之一,直接关系到核反应堆的安全和寿命。核电压力容器由于长期服役于高温、辐照环境,并且时刻面临地震、海啸等安全隐患,因此其结构用材的组织和性能要求很高。
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- [检测百科]分享：使用工况条件下核用18Ni(300)钢拉杆的力学性能2024年10月09日 15:24
- 蒸汽发生器传热管是压水堆核电站一、二回路的压力边界,在高温、高压、振动和应力等复杂工况条件下,随着运行时间的延长,部分传热管发生腐蚀损伤,以及传热管壁厚减薄、破损或泄漏现象,影响核电站的安全运行。为了保证核电站的正常运行,通常对缺陷传热管两端进行封堵。
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- [检测百科]分享：退火对Zr-4合金包壳管组织和性能的影响2024年08月20日 13:37
- 本文研究了核电项目压水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包壳管在工业化真空退火炉经不同成品退火参数处理后的组织与性能的影响规律，对Zr-4合金包壳管在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退火后进行了室温拉伸、高温拉伸、CSR、晶粒度等性能研究。
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- [检测百科]分享：反应堆压力容器用SA508 Gr.3钢落锤试验结果异常原因2022年10月20日 09:53
- 无塑性转变温度(TNDT)是衡量钢材韧性储备的 一个重要指标,对于防止钢材发生脆性断裂具有重要 意义,其值可通过落锤试验获得。反应堆压力容器 (RPV)是压水堆核电站反应堆冷却系统的关键设备 之一,是防止冷却剂和放射性裂变产物逸出的第二道 安全屏障。RPV长期工作在高温、高压、高放射性的 环境下,为保证设备受中子辐照后不发生脆性断裂, 需要在设备制造过程中准确地测定其TNDT。
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浙公网安备 33042402000106号
