简介：

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简介：有关组建核仪器(包括核辐射探测器,下同)质量检验与测试中心(以下简称检测中心)的问题已经酝酿了几年,中国核工业总公司(以下简称中核总)早在“核总劳发[1989]41号”《关于核工业标准化研究所机构编制问题的批复》和“核总企发[1992]146号”《关于在标准化所组建核仪器质量检验与测试中心的通知》

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简介：为选择适宜的核安全设备材料断裂韧性试验标准,文章对比分析了美国材料试验协会标准ASTME1820-15a和中国国家标准GB/T21143-2014的主要差异。总体上来说,两者在试验设备、试样尺寸以及试验步骤等方面相差不大,但在结果分析上有较大差异,ASTME1820-15a对结果有效性判定更有利。

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简介：本文论述了EJ/T1054—1997《核材料实物保护导则》修订过程中,对主要内容的修订考虑,涉及标准叙述架构、技术指标和具体条文内容的更新及补充。

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

简介：Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

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