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反应堆运行时的堆内环境十分复杂,燃料元件将承受高温、高压及一回路水的腐蚀。当今的核动力堆更高的燃耗和更长的换料周期对燃料元件的水侧腐蚀提出了严格的要求,因此,包壳材料的腐蚀后力学性能研究变得十分重要。 相似文献
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由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。 相似文献
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小冲杆试验方法以其所需测试样品尺寸小而带来的样品感生放射性小等优势,越来越多地应用于核材料力学性能评价领域。本文设计了一套利用光栅尺直接测量样品变形的小冲杆试验装置,较传统装置精度有明显提高。利用该套装置对注量为10×1019 cm-2(E≥1 MeV)快中子辐照的国产A508 3钢材料进行了小冲杆测试研究,探索了针对放射性样品从制备到测试的试验方法,并获得了国产A508 3钢材料的小冲杆屈服特征值、抗拉特征值和韧脆转变温度与标准试验之间的关系式。 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。 相似文献
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一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。 相似文献
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核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度。通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降。利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用。显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异。 相似文献
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表面粗糙度对国产316LN钢低周疲劳性能的影响 总被引:2,自引:0,他引:2
表面粗糙度对材料服役过程中表面缺陷的形成有着重要影响,由于实验室一般采用光滑试样测试疲劳性能,而真实主管道经过多道工序,其表面粗糙度远大于实验室测试试样,这会给主管道的设计、使用带来风险。本文通过测试不同粗糙度316LN不锈钢的疲劳性能,分析粗糙度(分别为0.08、0.4、1.0μm)对疲劳寿命的影响。结果表明,随着粗糙度的增加,疲劳寿命会相应减少,两者在双对数坐标下呈线性关系。通过断口观察对比和裂纹萌生机理分析可知,粗糙度增加会引起应力集中,增加微裂纹的萌生速度,从而导致疲劳寿命下降。 相似文献