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采用三氯化铁浸泡试验和电化学试验研究了核电站乏燃料池覆面用304L/ER316L/304L奥氏体不锈钢焊接板在3.5%(质量分数)NaCl溶液(溶液1),含2700mg/L B3+的纯硼酸溶液(溶液2)和含2700mg/L B3++200mg/L Cl-的混合溶液(溶液3)中的点蚀行为,同时研究了温度和氯离子对其点蚀行为的影响。结果表明:在三种溶液环境中,焊接板不同区域的耐点蚀性能由强到弱依次为焊缝区>母材区>热影响区。焊缝金属耐点蚀性能最优的主要原因是Ni、Mo含量较高,而热影响区的最差是由于显微组织不良。在30,40,60℃溶液2中,即使在高电位下也未观测到焊接板发生明显点蚀,而掺杂200mg/L Cl-后,焊接板的点蚀倾向显著增加,点蚀敏感性随温度升高而升高。符合设计参数的纯硼酸溶液是很好的服役环境,但当其中加入Cl-后,焊接板的耐点蚀性能会大幅降低,故乏燃料池在服役期间,应严格控制水温变化并监控水质,避免温度长时间过高及侵蚀性Cl-含量超标。 相似文献
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河南油田稠油水驱油藏具有"浅、薄、稠"的特点,油层连通性较好,非均质性强,经过20多年的注水开发,含水上升快,为提高采收率开展了氮气泡沫调驱技术研究。通过配方实验和物模实验,研制了适合河南油田稠油水驱油藏地层条件的强化泡沫驱油体系,通过合注分采情况下对10倍和20倍级差岩心驱油实验,采出程度提高了30.2%和24.7%,证实复合泡沫调驱体系具有较好的调剖、驱油效果。研制的氮气泡沫调驱体系在古城和王集油田进行了3口井的矿场试验,见到了明显的增油降水效果。 相似文献
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介绍了核电厂常见的埋地管道系统,埋地管道材质、保护方式以及其腐蚀机理与失效形式。从工程实践角度分析了核电厂埋地管道的管理方法,即从基础阶段、检测阶段、修复阶段以及缓解阶段四个阶段阐述了埋地管道管理措施。 相似文献
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利用二脲、四脲、六脲、八脲制备了一系列锂-聚脲-二硫化钼润滑脂,并对其外观、滴点、工作锥入度、延长工作锥入度和综合磨损值等性能进行测试,结果表明锂-聚脲-二硫化钼润滑脂具有良好的基础理化性能。利用压力分油、钢网分油和离心分油的方法研究了聚脲对锂-二硫化钼润滑脂胶体安定性的影响。结果表明,聚脲的加入能够有效地提高锂-二硫化钼润滑脂的胶体安定性,且锂-聚脲-二硫化钼润滑脂的胶体安定性随聚脲分子中脲基数量的增加而提高。相比于锂-二硫化钼润滑脂,锂-八脲-二硫化钼润滑脂的压力分油率、钢网分油率和离心分油率分别下降17%、36%、24%。 相似文献
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本文以不同类型且有一定粘度跨度的8类矿物基础油为研究对象,并选取了3种PAO合成油及烷基萘作为纯组分的对比例,系统考察了基础油中各烃类对密度、粘度、粘度指数等几项物理性质的影响,并尝试从理论的角度进行了分析。结果表明:随链烷烃的增加,密度、折射率、分子量均线性下降,粘度则呈指数降低;环烷烃对各项性质的影响不明显,但多环烷烃与分子量线性正相关,而与粘度则是指数正相关;芳烃的影响与链烷烃正好相反;碳数相近时,低芳烃基础油的粘度指数正比于链烷烃含量,但高芳烃基础油则随2环及以上多环芳烃的增加而急剧线性下降,这也正是环烷基油粘温性能极差的根本原因。 相似文献
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利用自行搭建的高温高压水循环回路系统和高温高压原位划伤装置,研究了690合金在不同温度下的极化行为和在空气中单道划伤、在高温高压水中原位11和100 h往复划伤行为,并采用SEM和EDS对划伤后的样品进行了观察和分析。结果表明:690合金基体在单道划伤过程中划痕底部产生微裂纹,部分粒径较大TiN夹杂物易发生碎裂,而粒径较小的TiN夹杂物和基体结合处易发生开裂。在高温高压水往复划伤过程中,划痕底部沟槽内的部分金属基体碎屑脱落并有大量氧化物和微裂纹。同样存在粒径较大TiN夹杂物发生碎裂,而粒径较小的TiN夹杂物与基体结合界面易发生开裂的现象。通过高温高压原位电化学技术,测量了690合金在往复划伤过程中的电化学信号,推算了划伤过程中划痕处的瞬时峰值电流密度是基体的149~326倍。 相似文献
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采用U型弯曲试样和双梁试样,研究了超声冲击处理(UIT)对304L/ER316L不锈钢焊接件在沸腾氯化镁溶液中应力腐蚀破裂(SCC)行为的影响。结果表明:UIT在焊接件表面形成一层厚度约为1 mm的压应力变形层,UIT对SCC的影响与试样类型有关;高度变形的U型弯曲试样中母材(BM)区和UIT前后焊接件出现SCC裂纹的时间差别不大,即在此应力应变状态下UIT未显著提高焊接件的SCC抗力;在接近和超过屈服强度的应力水平下,两组双梁试样均显示出同样的SCC敏感性排序,即304L/ER316L>304L-BM>304L/ER316L-UIT,表明UIT显著提高了这两种应力下焊接件的SCC抗力;试样裂纹扩展方式均为沿晶+穿晶混合型,焊接件中SCC敏感性排序为焊缝区<母材区<热影响区。 相似文献
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郑会 《中国新技术新产品》2012,(5):184-185
文章通过阐述基坑底面沉降和建筑破坏等级,分析建筑破坏损失,得出一个较合理的深基坑开挖引起的建筑物破坏风险流程图。 相似文献
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由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境下,以690合金传热管为研究对象,开展高频切向微动磨损试验。试验研究不同位移幅值(D=20、30、40、80、120μm)对690合金管微动磨损行为的影响。试验结束后,借助扫描电子显微镜、能谱仪和三维形貌仪对磨损区域进行形貌表征、能谱分析和磨损体积计算。试验结果表明:随着位移幅值的增加,磨损接触面积增大,磨损深度和磨损体积均增加,磨损加剧。当位移幅值较小时(D=20、30、40μm),磨屑不易排出接触面,多黏着在磨痕中心,磨损机制主要是黏着磨损;当位移幅值增加至80、120μm时,磨屑分布均匀,磨损机制向剥层磨损转变。随着磨损机制的转变,磨损率呈现先增加后降低的趋势,在D=80μm时,磨损率最大。通过更符合工程实际的高温高压水环境试验,对比了不同位移幅值下的传热管微动磨损性能,给出了磨损率随位移幅值变化的趋势,初步阐明了磨损机制,有利于核电装备的摩擦学性能提升,对核电厂690传热管的结构完整性评价有较好的指导作用。 相似文献
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