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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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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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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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断裂韧性是用于表征反应堆压力容器(RPV)钢脆性状态的重要指标。在开展相关研究时,由于辐照空间小等原因,一般采用小尺寸紧凑拉伸(CT)试样。为掌握CT试样尺寸变化对国产RPV钢断裂韧性测试结果的影响,对国产A508-3钢的不同尺寸CT试样进行了测试分析,采用Beremin模型方法研究了尺寸效应对断裂韧性数据的影响,并建立了不同尺寸CT试样的断裂韧性数据归一化模型(TSM)。结果表明,同一温度下实验测得的断裂韧性值随试样尺寸的减小逐渐增大,不同样品通过标准方法得到的归一化数据存在偏差,本文建立的TSM可有效减小换算数据偏差。 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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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