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[检测百科]分享：某核电厂蒸汽发生器排污净化系统泵出口管道泄漏原因2025年03月20日 15:42: 国内某机组蒸汽发生器排污净化系统排污水泵与泵出口逆止阀之间的管道发生泄漏。蒸汽发生器排污系统用于去除蒸汽发生器二次侧的腐蚀产物和溶解杂质,保持二回路的水化学工况指标。如果管道发生泄漏,将造成二回路介质流失,影响机组安全稳定运行。同时,介质泄漏还会造成严重的人员伤害。; 阅读（3）标签：

[检测百科]分享：核电厂低压气系统不锈钢管件的开裂原因及应对措施2025年03月17日 13:20: 低压氮气系统管件多采用304或316不锈钢,在正常服役过程中具有较长的使用寿命,然而,在某些条件下,管件会因应力腐蚀开裂而过早失效。针对不锈钢应力腐蚀开裂的原因,国内外从服役环境、材料的成分和组织等方面进行了较多研究。; 阅读（2）标签：

[检测百科]分享：三代核电厂海水管道用钢的腐蚀行为2025年03月06日 15:18: 作为核电厂大口径海水管道,Q235B钢管具有强度高、接口灵活、适用性强等优点,且相较于双相不锈相造价更为便宜。目前,三代核电厂部分管段循环水管道仍使用此管道。核电厂通常以海水作为冷却水。由于海水具有腐蚀性,通常采用单一或组合的防腐蚀措施(衬胶、涂层、阴极保护等)对海水管道进行防护。; 阅读（3）标签：

[检测百科]分享：氢对600合金在高温高压水中电化学行为的影响2025年03月05日 14:13: 600合金是一种镍基合金,由于其具有优异的力学性能和耐腐蚀性能,被广泛应用于石油、化工和核电领域。国际早期建造的压水反应堆(PWR)中大量使用了600合金。例如,截至2005年,美国大约50%的PWR仍在使用600合金蒸汽发生管[1]。; 阅读（2）标签：

[检测百科]分享：涂层材料热传导性能测试标准比较2025年01月10日 10:54: 出于经济和环境效益的考虑,核电站的长期运行已成为全球趋势。中国自主研发的三代核电机组“华龙一号”设计寿命达60 a,远超一般风电机组20 a和光伏组件30 a的设计寿命[1]。在全球范围内,日本已将多座核电站寿命延长至60 a[2],而美国核管会（NRC）通过了核电站二次延续运行的审批,将Surry 1号、2号和Turkey Point 3号、4号等机组的许可证延长至80 a[3]。长期运行计划对核电材料和设备的安全性能提出了更高的要求,因此,必须对相关材料进行精确的性能评估与鉴定,这项工作依赖于标准化的测试方法。; 阅读（4）标签：

[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。; 阅读（2）标签：

[检测百科]分享：核电电缆聚合物材料的β辐照效应2025年01月08日 16:25: 聚合物材料广泛应用于核电站中,如丁腈橡胶O型圈、硅橡胶中子屏蔽材料[1]、聚四氟乙烯密封件、聚醚醚酮阀座、环氧树脂涂料等。其中,核电电缆的绝缘层或护套层消耗的聚合物材料较多,包括乙丙橡胶（EPR）、乙烯-醋酸乙烯共聚物（EVA）、交联聚乙烯（XLPE）、交联聚烯烃（XLPO）等。在核电站长达数10 a的运行期间,这些聚合物材料经受了各种严酷的环境考验,如温度、氧气、辐射、载荷、化学介质等。其中最特殊且影响最严重的因素是辐射,并由此对电缆聚合物材料的耐老化性能提出了更高的要求。; 阅读（7）标签：

[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。; 阅读（4）标签：

[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。; 阅读（19）标签：

[检测百科]分享：电厂发电机用密封瓦巴氏合金脱落原因2024年10月08日 09:38: 某核电厂发电机密封瓦表面的巴氏合金镀层在运行1 a后就发生脱落现象,影响了发电机的安全运行。发电机密封瓦为碳钢基体＋内衬铸造锡基合金双金属轴瓦,基体材料为Q345R钢,锡基合金材料为ZSnSb12Cu6Cd1轴承巴氏合金,密封瓦整体宏观形貌如图1所示。检修期间发现密封瓦上的巴氏合金存在破损、脱落现象,密封瓦与密封座盖接触的一面上存在发黑迹象。笔者采用一系列理化检验方法分析了密封瓦巴氏合金脱落的原因,以避免该类问题再次发生。; 阅读（19）标签：

[检测百科]分享：核级锆材生产现场质量控制方法2024年09月20日 12:57: 我国核级锆材产业体系已经初步形成，随着新的锆合金材料的研发以及我国自主知识产权的高性能核燃料组件的研制，我国核级锆材将会得到更进一步的发展。质量是产品的生命，是企业各项工作的综合反映。; 阅读（14）标签：

[检测百科]分享：核电工程用冲击试验标准对比分析2023年06月13日 09:28: 我国核电工程冲击试验通常采用 GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a两种标准,以核电工程常用的SAＧ５０８Gr．３Cl．１钢和SAＧ１８２F３１６LN 钢为研究对象,从冲击吸收能量和韧脆转变温度两方面对比分析了两种标准的差异.结果表明:GB/T２２９－２００７更严格,按此标准测得的冲击吸收能量比按照 ASTME２３－２００７a测得的要低;当SAＧ５０８Gr．３Cl．１钢的试验温度高于韧脆转变温度时, 采用两种标准测得的冲击吸收能量差值均随温度升高而增大;当温度低于韧脆转变温度时,采用两种标准测得的冲击吸收能量较接近;SAＧ１８２F３１６LN 钢在试验温度范围内,按照 ASTM E２３－２００７a测得的冲击吸收能量均比按照 GB/T２２９－２００７测得的要高,且在－８０ ℃两者差别最大.建议在充分积累核电工程材料冲击性能数据的基础上,逐步采用 GB/T２２９－２００７进行核电材料冲击性能评价.; 阅读（18）标签：