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行業(yè)分類(lèi)

材料分類(lèi)

        隨著(zhù)全球核能發(fā)展趨勢,國際上將核電站的發(fā)展分為四代。第一代核電站,是指上世紀50、60年代初期開(kāi)發(fā)的核電站。第二代核電站,是指從60年代后期到90年代前期進(jìn)一步開(kāi)發(fā)和建造的發(fā)電功率達30萬(wàn)千瓦的大型商用核 電站。第三代核電站,是從上世紀90年代中后期到2010年開(kāi)始運行的具有更高安全指標的先進(jìn)核電站。正在開(kāi)發(fā)中的第四代核電站,具有經(jīng)濟性好、安全性高、產(chǎn)生廢物少、核資源可持續、核擴散可防止等優(yōu)點(diǎn)。其中鉛基反應堆(LFR)由于其突出的優(yōu)點(diǎn)成為第四代反應堆系統極具發(fā)展潛力的兩種堆型之一。鉛基反應堆使用鉛或者鉛鉍共晶合金(LBE)作為冷卻劑材料,且最早在前蘇聯(lián)開(kāi)發(fā)用于阿爾法級核潛艇,但由于LBE是一種腐蝕材料,結構鋼材在LBE環(huán)境會(huì )發(fā)生液態(tài)金屬腐蝕(LMC)和液態(tài)金屬脆化(LME),LMC和LME以及氧濃度成為影響鉛基反應堆性能的關(guān)鍵問(wèn)題。因此為了研究液態(tài)鉛鉍環(huán)境下結構材料的力學(xué)特性,亟需開(kāi)發(fā)一種可模擬不同氧濃度高溫液態(tài)鉛鉍環(huán)境的力學(xué)試驗系統。 


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  • 試驗案例

液態(tài)金屬(鉛鉍)環(huán)境拉伸測試

能夠完成液態(tài)金屬(鉛鉍)環(huán)境下的材料力學(xué)測試,最高溫度650℃,能夠完成鉛鉍環(huán)境下的氧濃度控制,控氧濃度覆蓋飽和氧-貧氧(<10-8wt%)范圍。
完成了鐵素體/馬氏體鋼、奧氏體不銹鋼的鉛鉍環(huán)境下的單軸拉伸、疲勞、棘輪、斷裂韌度和蠕變性能的測試,分析了液態(tài)金屬劣化的機制機理,為材料的優(yōu)化改進(jìn)提供了重要支撐
液態(tài)金屬環(huán)境下材料相容性評價(jià),包括鐵素體/馬素體鋼、奧氏體不銹鋼、高熵合金、各類(lèi)耐蝕涂層腐蝕和力學(xué)性能評價(jià)。氧濃度控制條件差下的腐蝕、流動(dòng)腐蝕評價(jià)。

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