全站搜索 - 核电材料

[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（0）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（8）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（4）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（8）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（10）标签：