- [檢測百科]分享：涂層材料熱傳導性能測試標準比較2025年01月10日 10:54
- 出于經(jīng)濟和環(huán)境效益的考慮,核電站的長期運行已成為全球趨勢。中國自主研發(fā)的三代核電機組“華龍一號”設(shè)計壽命達60 a,遠超一般風電機組20 a和光伏組件30 a的設(shè)計壽命[1]。在全球范圍內(nèi),日本已將多座核電站壽命延長至60 a[2],而美國核管會（NRC）通過了核電站二次延續(xù)運行的審批,將Surry 1號、2號和Turkey Point 3號、4號等機組的許可證延長至80 a[3]。長期運行計劃對核電材料和設(shè)備的安全性能提出了更高的要求,因此,必須對相關(guān)材料進行精確的性能評估與鑒定,這項工作依賴于標準化的測試方法。
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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：核電電纜聚合物材料的β輻照效應2025年01月08日 16:25
- 聚合物材料廣泛應用于核電站中,如丁腈橡膠O型圈、硅橡膠中子屏蔽材料[1]、聚四氟乙烯密封件、聚醚醚酮閥座、環(huán)氧樹脂涂料等。其中,核電電纜的絕緣層或護套層消耗的聚合物材料較多,包括乙丙橡膠（EPR）、乙烯-醋酸乙烯共聚物（EVA）、交聯(lián)聚乙烯（XLPE）、交聯(lián)聚烯烴（XLPO）等。在核電站長達數(shù)10 a的運行期間,這些聚合物材料經(jīng)受了各種嚴酷的環(huán)境考驗,如溫度、氧氣、輻射、載荷、化學介質(zhì)等。其中最特殊且影響最嚴重的因素是輻射,并由此對電纜聚合物材料的耐老化性能提出了更高的要求。
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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、振動和應力等復雜工況條件下,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：電廠發(fā)電機用密封瓦巴氏合金脫落原因2024年10月08日 09:38
- 某核電廠發(fā)電機密封瓦表面的巴氏合金鍍層在運行1 a后就發(fā)生脫落現(xiàn)象,影響了發(fā)電機的安全運行。發(fā)電機密封瓦為碳鋼基體＋內(nèi)襯鑄造錫基合金雙金屬軸瓦,基體材料為Q345R鋼,錫基合金材料為ZSnSb12Cu6Cd1軸承巴氏合金,密封瓦整體宏觀形貌如圖1所示。檢修期間發(fā)現(xiàn)密封瓦上的巴氏合金存在破損、脫落現(xiàn)象,密封瓦與密封座蓋接觸的一面上存在發(fā)黑跡象。筆者采用一系列理化檢驗方法分析了密封瓦巴氏合金脫落的原因,以避免該類問題再次發(fā)生。
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- [檢測百科]分享：核級鋯材生產(chǎn)現(xiàn)場質(zhì)量控制方法2024年09月20日 12:57
- 我國核級鋯材產(chǎn)業(yè)體系已經(jīng)初步形成，隨著新的鋯合金材料的研發(fā)以及我國自主知識產(chǎn)權(quán)的高性能核燃料組件的研制，我國核級鋯材將會得到更進一步的發(fā)展。質(zhì)量是產(chǎn)品的生命，是企業(yè)各項工作的綜合反映。
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- [檢測百科]分享：核電工程用沖擊試驗標準對比分析2023年06月13日 09:28
- 我國核電工程沖擊試驗通常采用 GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a兩種標準,以核 電工程常用的SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和SAＧ１８２F３１６LN 鋼為研究對象,從沖擊吸收能量和韌脆轉(zhuǎn)變溫度 兩方面對比分析了兩種標準的差異.結(jié)果表明:GB/T２２９－２００７更嚴格,按此標準測得的沖擊吸收 能量比按照 ASTME２３－２００７a測得的要低;當SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼的試驗溫度高于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時, 采用兩種標準測得的沖擊吸收能量差值均隨溫度升高而增大;當溫度低于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時,采用兩種 標準測得的沖擊吸收能量較接近;SAＧ１８２F３１６LN 鋼在試驗溫度范圍內(nèi),按照 ASTM E２３－２００７a測 得的沖擊吸收能量均比按照 GB/T２２９－２００７測得的要高,且在－８０ ℃兩者差別最大.建議在充分 積累核電工程材料沖擊性能數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上,逐步采用 GB/T２２９－２００７進行核電材料沖擊性能評價.
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浙公網(wǎng)安備 33042402000106號
