- [檢測百科]分享：核電廠CRDM熱套管的相位相干成像檢測2025年08月25日 13:23
- 核電廠CRDM（控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)）熱套管是反應(yīng)堆壓力容器頂蓋的重要部件之一，其穩(wěn)定性和可靠性直接影響控制棒的運(yùn)行狀態(tài)，對其進(jìn)行質(zhì)量檢測是核電廠在役檢查的重點(diǎn)和難點(diǎn)。
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- [檢測百科]分享：面向等離子體自鈍化鎢合金制備與服役性能的研究進(jìn)展2025年07月01日 10:36
- 鎢具有高熔點(diǎn)、高熱導(dǎo)率、低濺射率和低氘/氚滯留等優(yōu)點(diǎn)，被認(rèn)為是未來核聚變裝置中最有前景的面向等離子體候選材料之一。但鎢的抗氧化性能較差，一旦發(fā)生冷卻失效事故并伴隨真空室破裂，鎢會迅速氧化、升華，導(dǎo)致核聚變裝置面臨放射性物質(zhì)泄漏的風(fēng)險(xiǎn)。從鎢材料改進(jìn)和增強(qiáng)表面防護(hù)兩個(gè)方面來解決抗高溫氧化問題，對于從根本上確保核聚變裝置的安全運(yùn)行具有重要意義，為此提出了自鈍化鎢合金的概念。
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- [檢測百科]分享：反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故后溶解沉淀過程及其熱力學(xué)分析2025年06月11日 10:45
- 采用自主搭建的試驗(yàn)系統(tǒng)模擬核電廠事故后安全殼地坑化學(xué)效應(yīng)，對事故后安全殼內(nèi)材料溶解與沉淀行為開展試驗(yàn)研究。研究了七種材料在不同溫度（75~145 ℃）硼酸溶液中（pH4）的溶解釋放行為，以及噴淋系統(tǒng)噴出氫氧化鈉（pH8，pH12）時(shí)不同溫度下材料的溶解釋放行為，確定了代表性元素Al、Zn、Fe和Ca的溶解濃度與時(shí)間、pH和溫度之間的關(guān)系。
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- [檢測百科]分享：某核電廠蒸汽發(fā)生器排污凈化系統(tǒng)泵出口管道泄漏原因2025年03月20日 15:42
- 國內(nèi)某機(jī)組蒸汽發(fā)生器排污凈化系統(tǒng)排污水泵與泵出口逆止閥之間的管道發(fā)生泄漏。蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)用于去除蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的腐蝕產(chǎn)物和溶解雜質(zhì),保持二回路的水化學(xué)工況指標(biāo)。如果管道發(fā)生泄漏,將造成二回路介質(zhì)流失,影響機(jī)組安全穩(wěn)定運(yùn)行。同時(shí),介質(zhì)泄漏還會造成嚴(yán)重的人員傷害。
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- [檢測百科]分享：核電廠低壓氣系統(tǒng)不銹鋼管件的開裂原因及應(yīng)對措施2025年03月17日 13:20
- 低壓氮?dú)庀到y(tǒng)管件多采用304或316不銹鋼,在正常服役過程中具有較長的使用壽命,然而,在某些條件下,管件會因應(yīng)力腐蝕開裂而過早失效。針對不銹鋼應(yīng)力腐蝕開裂的原因,國內(nèi)外從服役環(huán)境、材料的成分和組織等方面進(jìn)行了較多研究。
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- [檢測百科]分享：三代核電廠海水管道用鋼的腐蝕行為2025年03月06日 15:18
- 作為核電廠大口徑海水管道,Q235B鋼管具有強(qiáng)度高、接口靈活、適用性強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn),且相較于雙相不銹相造價(jià)更為便宜。目前,三代核電廠部分管段循環(huán)水管道仍使用此管道。核電廠通常以海水作為冷卻水。由于海水具有腐蝕性,通常采用單一或組合的防腐蝕措施(襯膠、涂層、陰極保護(hù)等)對海水管道進(jìn)行防護(hù)。
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- [檢測百科]分享：氫對600合金在高溫高壓水中電化學(xué)行為的影響2025年03月05日 14:13
- 600合金是一種鎳基合金,由于其具有優(yōu)異的力學(xué)性能和耐腐蝕性能,被廣泛應(yīng)用于石油、化工和核電領(lǐng)域。國際早期建造的壓水反應(yīng)堆(PWR)中大量使用了600合金。例如,截至2005年,美國大約50%的PWR仍在使用600合金蒸汽發(fā)生管[1]。
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- [檢測百科]分享：涂層材料熱傳導(dǎo)性能測試標(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,核電站的長期運(yùn)行已成為全球趨勢。中國自主研發(fā)的三代核電機(jī)組“華龍一號”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至60 a[2],而美國核管會（NRC）通過了核電站二次延續(xù)運(yùn)行的審批,將Surry 1號、2號和Turkey Point 3號、4號等機(jī)組的許可證延長至80 a[3]。長期運(yùn)行計(jì)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(jìn)行精確的性能評估與鑒定,這項(xiàng)工作依賴于標(biāo)準(zhǔn)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(yīng)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(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(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(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、振動和應(yīng)力等復(fù)雜工況條件下,隨著運(yùn)行時(shí)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(yùn)行。為了保證核電站的正常運(yùn)行,通常對缺陷傳熱管兩端進(jìn)行封堵。
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- [檢測百科]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(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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- [檢測百科]分享：核電工程用沖擊試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)對比分析2023年06月13日 09:28
- 我國核電工程沖擊試驗(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(biāo)準(zhǔn)的差異.結(jié)果表明:GB/T２２９－２００７更嚴(yán)格,按此標(biāo)準(zhǔn)測得的沖擊吸收 能量比按照 ASTME２３－２００７a測得的要低;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 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(jìn)行核電材料沖擊性能評價(jià).
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浙公網(wǎng)安備 33042402000106號
