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1.
核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能(冲击能)和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能(冲击能)和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。  相似文献   
2.
某电厂高温、高压水系统用止回阀发生泄漏现象,检查发现其阀瓣堆焊层发生开裂。采用宏观观察、化学成分分析、金相检验、硬度测试、残余应力测试、扫描电镜及能谱分析等方法分析了阀瓣开裂的原因。结果表明:阀瓣堆焊层的化学成分不合格,且存在疏松、气孔缺陷;阀瓣服役时受到介质冲击,外部施加的应力会在缺陷处形成应力集中,并与阀瓣堆焊层的残余应力叠加,在堆焊层缺陷处萌生裂纹并快速扩展,最终导致阀瓣发生开裂。  相似文献   
3.
某核电厂发电机密封瓦表面的巴氏合金在运行期间发生破损及脱落。采用宏观观察、化学成分分析、金相检验、硬度测试、扫描电镜及能谱分析等方法分析了密封瓦巴氏合金脱落的原因。结果表明:密封瓦安装不当使密封瓦与密封座盖之间产生摩擦,导致密封瓦表面磨损;巴氏合金材料的化学成分不合格,β相分布不均匀,导致其承载能力下降,在周期性载荷下,巴氏合金发生疲劳脱落。  相似文献   
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