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搜索结果: 1-5 共查到金属材料 核电相关记录5条 . 查询时间(0.098 秒)
日前,上海石化开发出核电用聚乙烯大口径厚壁管材料。经过对产品性能和后加工应用进行综合评价,该聚乙烯管材料性能优良,完全可以满足核电站安全运行需求。
中国科学院金属研究所专利:一种核电燃料包壳管与格架刚凸体切向微动磨损试验夹具。
2022年7月,大型先进压水堆重大专项“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题顺利通过国家能源局组织的综合绩效评价,研究成果获得专家组高度肯定。该课题由上海核工程研究设计院有限公司牵头,中核北方核燃料元件有限公司、中国科学院金属研究所、上海交通大学、国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司共同参与。金属研究所承担了“熔融物相互作用试验台架的设计与数据处理”专题,课题采用二氧化铀等堆芯原型材料开展...
奥氏体不锈钢广泛用于压水堆核电厂主管道、压力容器堆焊层和堆内构件等,其在高温高压水中长期服役时可能发生环境疲劳损伤。环境疲劳是核电关键设备设计、安审和寿命管理必须考虑的重要因素,建立国产核级奥氏体不锈钢高温高压水环境疲劳评价模型对我国核电自主化与“走出去“具有重要意义。 
2007年美国NRC颁布了RG1.207导则,要求新建核电站必须充分考虑轻水堆环境对结构材料疲劳性能的影响(EAF效应),并推荐采用美国ANL模型给出的环境疲劳校正因子Fen=Nair,RT/Nwater,T计算核电站构件疲劳累积损伤因子U = Fen,1U1 + Fen,2U2 + …Fen,nUn;而ASME委员会也非常重视环EAF效应,在2010年颁布了N-761和N-792 Code Ca...

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