- [檢測(cè)百科]分享：CT成像算法在核燃料組件成像檢測(cè)中的應(yīng)用2025年06月26日 12:53
- 探討了濾波反投影法和代數(shù)迭代重建算法在核燃料組件CT成像中的應(yīng)用，重點(diǎn)分析了掃描幀數(shù)、噪聲及偽影校正對(duì)成像質(zhì)量的影響。首先，對(duì)壓水堆核燃料組件的CT掃描結(jié)果進(jìn)行了模擬，分析了濾波反投影法在不同掃描幀數(shù)下的成像質(zhì)量。結(jié)果表明，隨著幀數(shù)的增加，圖像質(zhì)量顯著提升，條狀偽影逐漸減弱。針對(duì)CT圖像中的常見(jiàn)環(huán)狀偽影，研究了雙邊濾波與高斯濾波的校正效果，發(fā)現(xiàn)雙邊濾波在邊緣保留方面優(yōu)于高斯濾波。
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- [檢測(cè)百科]分享：基于壓入響應(yīng)的異種金屬焊接接頭材料力學(xué)性能計(jì)算方法2025年04月08日 10:22
- 焊接接頭各區(qū)域具有力學(xué)性能不均勻性[1],通常是結(jié)構(gòu)發(fā)生失效的薄弱部位[2]。在壓水堆核電一回路安全端中,焊接接頭大多為異種金屬接頭,不同的焊接材料使用導(dǎo)致接頭微觀結(jié)構(gòu)和力學(xué)性能存在分布不均勻的特點(diǎn),這對(duì)局部區(qū)域力學(xué)性能獲取技術(shù)提出了更高的要求[3]。傳統(tǒng)的單軸拉伸試驗(yàn)存在諸多使用上的局限性,難以準(zhǔn)確全面地測(cè)定材料局部區(qū)域的力學(xué)性能[4]。
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- [檢測(cè)百科]分享：酸性停堆溫度對(duì)模擬壓水堆一回路環(huán)境中304L不銹鋼表面氧化膜的影響2025年03月18日 11:28
- 壓水堆（PWR）一回路系統(tǒng)構(gòu)件常采用304L不銹鋼。機(jī)組運(yùn)行期間,在高溫、高壓和強(qiáng)輻射的環(huán)境中,不銹鋼表面會(huì)形成致密的氧化膜,起到抑制和減緩金屬腐蝕,以及減少放射性雜質(zhì)生成的作用,氧化膜的性能將對(duì)構(gòu)件的腐蝕速率、腐蝕產(chǎn)物釋放及其源項(xiàng)產(chǎn)生較大影響[1-5]。
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- [檢測(cè)百科]分享：316LN不銹鋼在除氧高溫水中表面氧化膜的多層結(jié)構(gòu)2025年02月25日 11:06
- 奧氏體不銹鋼（SS）已作為重要的結(jié)構(gòu)材料廣泛應(yīng)用于壓水堆核電站。反應(yīng)堆運(yùn)行期間,奧氏體不銹鋼表面在高溫水環(huán)境中形成的氧化膜對(duì)于其環(huán)境促進(jìn)開裂行為有顯著影響。已有報(bào)道,不銹鋼在高溫水中形成的雙氧化膜內(nèi)層含有較多的鉻,外層含有較多的鐵。研究人員提出了幾種不同的高溫水氧化機(jī)制合理解釋了這一現(xiàn)象[1-6]。
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- [根欄目]分享：核電站用橡膠軟管老化評(píng)估方法2025年01月08日 16:34
- 在全球能源轉(zhuǎn)型和應(yīng)對(duì)氣候變化的大背景下,核能作為一種高效的清潔能源,正在成為關(guān)注的焦點(diǎn)[1]。核電站是保障能源供給和保護(hù)環(huán)境生態(tài)的核心。最常用的壓水堆核電站中,各回路設(shè)備的內(nèi)部循環(huán)以及和外界的輔助交換都需要使用橡膠軟管,其作用是負(fù)責(zé)運(yùn)送具有一定溫度和壓力的石油基液體、水基液體、氣體以及其他工作介質(zhì),以使核電站中的柴油機(jī)、冷凝器等必要設(shè)備能夠安全、有效地正常工作。然而,核電站極端的工作環(huán)境,如高溫、高壓和強(qiáng)輻射,也對(duì)橡膠軟管材料的耐高溫、耐輻射、耐高壓等抗老化性能提出了極高的要求。
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- [檢測(cè)百科]分享：溫度對(duì)核電壓力容器用SA508-Ⅲ鋼拉伸性能的影響2024年12月13日 09:41
- 核電壓力容器作為核反應(yīng)堆的第二道安全屏障,是壓水堆核電站最關(guān)鍵的設(shè)備之一,直接關(guān)系到核反應(yīng)堆的安全和壽命。核電壓力容器由于長(zhǎng)期服役于高溫、輻照環(huán)境,并且時(shí)刻面臨地震、海嘯等安全隱患,因此其結(jié)構(gòu)用材的組織和性能要求很高。
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- [檢測(cè)百科]分享：使用工況條件下核用18Ni(300)鋼拉桿的力學(xué)性能2024年10月09日 15:24
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管是壓水堆核電站一、二回路的壓力邊界,在高溫、高壓、振動(dòng)和應(yīng)力等復(fù)雜工況條件下,隨著運(yùn)行時(shí)間的延長(zhǎng),部分傳熱管發(fā)生腐蝕損傷,以及傳熱管壁厚減薄、破損或泄漏現(xiàn)象,影響核電站的安全運(yùn)行。為了保證核電站的正常運(yùn)行,通常對(duì)缺陷傳熱管兩端進(jìn)行封堵。
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- [檢測(cè)百科]分享：退火對(duì)Zr-4合金包殼管組織和性能的影響2024年08月20日 13:37
- 本文研究了核電項(xiàng)目壓水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包殼管在工業(yè)化真空退火爐經(jīng)不同成品退火參數(shù)處理后的組織與性能的影響規(guī)律，對(duì)Zr-4合金包殼管在475℃/7.5 h、500℃/7.5 h、520℃/7.5 h、525℃/7.5 h、530℃/7.5 h和545℃/7.5 h退火后進(jìn)行了室溫拉伸、高溫拉伸、CSR、晶粒度等性能研究。
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- [檢測(cè)百科]分享：反應(yīng)堆壓力容器用SA508 Gr.3鋼落錘試驗(yàn)結(jié)果異常原因2022年10月20日 09:53
- 無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度(TNDT)是衡量鋼材韌性儲(chǔ)備的 一個(gè)重要指標(biāo),對(duì)于防止鋼材發(fā)生脆性斷裂具有重要 意義,其值可通過(guò)落錘試驗(yàn)獲得。反應(yīng)堆壓力容器 (RPV)是壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)的關(guān)鍵設(shè)備 之一,是防止冷卻劑和放射性裂變產(chǎn)物逸出的第二道 安全屏障。RPV長(zhǎng)期工作在高溫、高壓、高放射性的 環(huán)境下,為保證設(shè)備受中子輻照后不發(fā)生脆性斷裂, 需要在設(shè)備制造過(guò)程中準(zhǔn)確地測(cè)定其TNDT。
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浙公網(wǎng)安備 33042402000106號(hào)
