- [檢測(cè)百科]分享：涂層材料熱傳導(dǎo)性能測(cè)試標(biāo)準(zhǔn)比較2025年01月10日 10:54
- 出于經(jīng)濟(jì)和環(huán)境效益的考慮,核電站的長(zhǎng)期運(yùn)行已成為全球趨勢(shì)。中國(guó)自主研發(fā)的三代核電機(jī)組“華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)壽命達(dá)60 a,遠(yuǎn)超一般風(fēng)電機(jī)組20 a和光伏組件30 a的設(shè)計(jì)壽命[1]。在全球范圍內(nèi),日本已將多座核電站壽命延長(zhǎng)至60 a[2],而美國(guó)核管會(huì)（NRC）通過了核電站二次延續(xù)運(yùn)行的審批,將Surry 1號(hào)、2號(hào)和Turkey Point 3號(hào)、4號(hào)等機(jī)組的許可證延長(zhǎng)至80 a[3]。長(zhǎng)期運(yùn)行計(jì)劃對(duì)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(duì)相關(guān)材料進(jìn)行精確的性能評(píng)估與鑒定,這項(xiàng)工作依賴于標(biāo)準(zhǔn)化的測(cè)試方法。
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- [根欄目]分享：核電站用橡膠軟管老化評(píng)估方法2025年01月08日 16:34
- 在全球能源轉(zhuǎn)型和應(yīng)對(duì)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(diǎn)[1]。核電站是保障能源供給和保護(hù)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(fù)責(zé)運(yùn)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(jī)、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(qiáng)輻射,也對(duì)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(cè)百科]分享：核電電纜聚合物材料的β輻照效應(yīng)2025年01月08日 16:25
- 聚合物材料廣泛應(yīng)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(hù)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(zhǎng)達(dá)數(shù)10 a的運(yùn)行期間,這些聚合物材料經(jīng)受了各種嚴(yán)酷的環(huán)境考驗(yàn),如溫度、氧氣、輻射、載荷、化學(xué)介質(zhì)等。其中最特殊且影響最嚴(yán)重的因素是輻射,并由此對(duì)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(cè)百科]分享：溫度對(duì)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(zhǎng)期服役于高溫、輻照環(huán)境,并且時(shí)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(cè)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(dòng)和應(yīng)力等復(fù)雜工況條件下,隨著運(yùn)行時(shí)間的延長(zhǎng),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(yùn)行。為了保證核電站的正常運(yùn)行,通常對(duì)缺陷傳熱管兩端進(jìn)行封堵。
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- [檢測(cè)百科]分享：電廠發(fā)電機(jī)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(jī)密封瓦表面的巴氏合金鍍層在運(yùn)行1 a后就發(fā)生脫落現(xiàn)象,影響了發(fā)電機(jī)的安全運(yùn)行。發(fā)電機(jī)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(yàn)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(cè)百科]分享：核級(jí)鋯材生產(chǎn)現(xiàn)場(chǎng)質(zhì)量控制方法2024年09月20日 12:57
- 我國(guó)核級(jí)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(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的高性能核燃料組件的研制，我國(guó)核級(jí)鋯材將會(huì)得到更進(jìn)一步的發(fā)展。質(zhì)量是產(chǎn)品的生命，是企業(yè)各項(xiàng)工作的綜合反映。
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- [檢測(cè)百科]分享：核電工程用沖擊試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)對(duì)比分析2023年06月13日 09:28
- 我國(guó)核電工程沖擊試驗(yàn)通常采用 GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a兩種標(biāo)準(zhǔn),以核 電工程常用的SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和SAＧ１８２F３１６LN 鋼為研究對(duì)象,從沖擊吸收能量和韌脆轉(zhuǎn)變溫度 兩方面對(duì)比分析了兩種標(biāo)準(zhǔn)的差異.結(jié)果表明:GB/T２２９－２００７更嚴(yán)格,按此標(biāo)準(zhǔn)測(cè)得的沖擊吸收 能量比按照 ASTME２３－２００７a測(cè)得的要低;當(dāng)SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼的試驗(yàn)溫度高于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時(shí), 采用兩種標(biāo)準(zhǔn)測(cè)得的沖擊吸收能量差值均隨溫度升高而增大;當(dāng)溫度低于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時(shí),采用兩種 標(biāo)準(zhǔn)測(cè)得的沖擊吸收能量較接近;SAＧ１８２F３１６LN 鋼在試驗(yàn)溫度范圍內(nèi),按照 ASTM E２３－２００７a測(cè) 得的沖擊吸收能量均比按照 GB/T２２９－２００７測(cè)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(jìn)行核電材料沖擊性能評(píng)價(jià).
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浙公網(wǎng)安備 33042402000106號(hào)
