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- 作品数：48 被引量：113H指数：5
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- 发文基金：国家高技术研究发展计划江苏省自然科学基金国家重点基础研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程经济管理金属学及工艺更多>>
- 磨损对蒸汽发生器690合金传热管应力腐蚀裂纹萌生行为的影响
- 2022年
- 传热管是蒸汽发生器(SG)最关键的部件,起到一、二回路换热的作用,是防止放射性泄漏的重要安全屏障。在高温碱性溶液中进行了磨损690合金传热管的慢应变速率拉伸试验(SSRT)。采用扫描电子显微镜、电子背散射衍射和透射电子显微镜分析了690合金传热管的微动磨损和应力腐蚀裂纹(SCC)萌生行为。结果表明,SSRT试样呈现出典型的穿晶SCC特征,且随磨损深度增加,裂纹萌生数量和平均深度均增加,这可能与磨损表面留下的犁沟、剥层、微裂纹以及数十微米厚的残余应变层有关。基于SCC的滑移溶解/氧化机制,对磨损促进SCC裂纹萌生的过程进行了分析。
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- 关键词：磨损应力腐蚀开裂
- 核电站抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂倾向研究与预防措施被引量：3
- 2013年
- 初步分析了核电站抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂的机理,并提出了核电站抗震支撑螺栓应对应力腐蚀开裂的预防措施。抗震支撑螺栓的应力腐蚀开裂主要是由于螺栓本身受力及特定的化学介质共同作用下,经过一定时间后所产生的脆断现象。通过抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂机理的初步分析,希望为核电站进一步对抗震支撑螺栓定期的检查与管理提供有效的帮助,保证了核电站设备安全、稳定的运行。
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- 关键词：应力腐蚀预防措施
- 传热管双端断裂事故工况下炭堆内构件材料性能退化行为研究
- 2024年
- 高温气冷堆炭堆内构件由含B4C的石墨材料制备而成。在蒸汽发生器传热管双端发生断裂事故工况时,将约有600 kg水汽泄漏到回路,导致炭堆内构件发生腐蚀,使其性能退化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。以炭堆内构件材料为研究对象,研究了模拟传热管双端断裂事故工况下炭堆内构件材料的腐蚀行为和力学性能行为变化规律。研究结果发现随时间增加,材料密度下降,腐蚀程度增大;材料抗拉强度、抗弯强度、抗压强度、断裂韧性均随时间增加而下降,分析认为炭堆内构件材料表面孔洞的腐蚀可能促进裂纹萌生,内部孔洞的腐蚀可能促进裂纹扩展。
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- 关键词：高温气冷堆力学性能
- 堆内构件用石墨材料机械性能试验标准对比分析
- 2024年
- 石墨材料在高温气冷堆堆内构件中有重要应用,因此选择适当的机械性能试验标准对于确保核电厂安全运行至关重要。本文针对陶瓷堆内构件材料的机械性能,选取了常用性能指标,如抗拉强度、抗折强度、抗压强度和断裂韧性,并对国内外标准进行了对比分析。通过比较标准之间的技术差异,分析了不同标准对试验结果的影响,为高温气冷堆堆内构件材料机械性能测试和评估提供参考和指导。
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- 关键词：堆内构件石墨机械性能
- 沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究被引量：4
- 2019年
- 研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律,提出了热电势和冲击韧性的经验公式,并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示,随着时效时间的延长,材料的冲击韧性下降,屈服强度、抗拉强度和硬度升高,断面收缩率和断裂伸长率下降。材料的热电势变化与冲击韧性呈现指数相关性,材料的屈服强度、抗拉强度、硬度和热电势呈现出较好的线性关系。通过热电势检测评估的冲击韧性和实测值显示出较好的符合性。
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- 关键词：17-4PH热电势无损检测
- 管道延寿层、延寿管道及管道延寿工艺
- 本发明公开了一种管道延寿层，设于管道内壁，所述延寿层为紫外光固化后的防腐层，固化前其径向延伸率为2.4‑3.2％，轴向延伸率≤2％，固化后最大工作压力1MPa。本发明提供了一种具有良好防腐效果的管道延寿层，并提供了该延寿...
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- 一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法
- 本发明公开了一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法，成本较低且监测准确。一种核电厂主管道的热老化监测装置，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置...
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- 核电站管道运行动强度测试分析与评估被引量：4
- 2009年
- 为了减缓XX核电站柴油机冷却水回水管道振动,在冷却水回水管与涡轮增压器间安装H型支架。通过运行时此管道系统在线实时振动应力测量与分析,评估处于松开和固紧两种情况下支架的实际减缓振动的有效性。为系统减振设计提供技术支持。
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- 关键词：振动与波核电站动载荷振动测量
- 压水堆核电站老化与寿命管理方法和实践
- 全世界商运核电站机组有400多座，其中一半以上机组的运行时间已超过20年。为了缓解日益增长的电力需求及环境保护方面的压力，各国核电站和政府监管机构均希望延长机组运行时间。本文主要阐述了IAEA、美国NRC等国外机构在核电...
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- 关键词：压水堆核电站老化管理寿命管理
- Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究被引量：8
- 2010年
- 采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。
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- 关键词：核电厂热老化铸造不锈钢
