搜索结果: 1-15 共查到“化学工程 高温高压”相关记录25条 . 查询时间(0.126 秒)
中国科学院金属研究所专利：实现高温高压水溶液体系电化学测试的工作电极及其制备
中国科学院金属研究所 专利 水溶液体系 电化学测试 工作电极
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2023/12/18
本发明涉及高温高压水溶液体系电化学测试领域,具体为一种实现高温高压 水溶液体系电化学测试的工作电极及其制备工艺。该工作电极由核心部件和密封 组件构成。核心部件的绝缘单元由高温和低温两部分组成：高温部分的材料为刚 玉管,内穿工作电极线,端口与工作电极线之间用高温胶密封；低温部分的材料 为聚四氟乙烯管,内穿工作电极线,端口与工作电极线之间用高温环氧树脂密封； 高温部分与低温部分通过高温环氧树脂密封,电...
中国科学院金属研究所专利：一种实现高温高压环境下加载的装置及其应用
中国科学院金属研究所 专利 高温高压环境 加载装置
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2023/12/18
本发明涉及加载技术,具体为一种能实现高温高压环境下加载的装置及其应 用,解决高温高压条件下对试样进行加载的技术难题。该装置由轴套、拉伸轴、 冷却套、O型密封圈、固定螺帽、压紧螺帽、弹簧等构成。轴套与高压釜盖密封 连接,高压釜内为高温高压(300℃、12MPa左右)水溶液；拉伸轴通过轴套伸 入到高压釜内拉伸试样,拉伸轴与轴套之间通过O型密封圈实现动密封；冷却水 流过与轴套密封配合的冷却套使轴套内的水...
中国科学院金属研究所专利： 一种带高温高压循环水的腐蚀疲劳试验装置
中国科学院金属研究所 专利 循环水 腐蚀疲劳试验
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2023/11/7
本实用新型属于材料实验领域,具体为一种带高温高压循环水的腐蚀疲劳实验装置,解决现有技术中存在的结构复杂、使用维护麻烦等问题。该装置设有高温高压循环水系统、高压釜、疲劳机,高温高压循环水系统与高压釜连通,实验样品设置于高压釜内,实验样品与疲劳机的加载部分连接；高温高压循环水系统包括储水罐、循环泵、高压泵、缓冲罐、热交换器、预热器、冷凝器、背压阀、离子交换树脂,高压釜的入口通过管路连接热交换器,在所述...
中国科学院地球化学研究所专利：一种水热大腔体高温高压流动实验装置
中国科学院地球化学研究所 专利 水热 大腔体 流动实验装置
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2023/6/29
中国科学院地球化学研究所专利：一种水热大腔体高温高压流动实验装置
中国科学院地球化学研究所专利：一种在高温高压下使用前驱体制备钐掺杂硼酸锶的方法
中国科学院地球化学研究所 专利 前驱体 钐掺杂 硼酸锶
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2023/6/28
中国科学院地球化学研究所专利：一种在高温高压下使用前驱体制备钐掺杂硼酸锶的方法
中国科学院金属研究所专利：高温高压水三轴多样品加载应力腐蚀裂纹萌生测试装置
中科院金属所 专利 腐蚀裂纹 测试装置
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2023/5/19
中国科学院金属研究所专利：高温高压水三轴多样品加载应力腐蚀裂纹萌生测试装置。
核电关键材料在高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹萌生测试技术研发（图）
核电材料 高温高压 水环境 腐蚀裂纹
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2023/5/18
应力腐蚀开裂是造成核电关键材料失效的主要原因之一，应力腐蚀开裂包括裂纹萌生和扩展两个阶段，而核电关键材料在其服役期限内的大部分时间处于萌生阶段，裂纹扩展阶段占比非常小，因而研究核电材料的裂纹萌生对于评价其服役寿命至关重要。但是高温高压水中的裂纹萌生不易检测，具有萌生的随机性以及实验周期长等难点，采用常规的单轴、单样品的应力腐蚀测试实验设备，测试效率非常低。受设备测试能力的限制，国内外对于这方面的研...
690合金模拟核电高温高压水中的电化学及原位划伤行为研究取得新进展（图）
690合金 高温高压 电化学 原位划伤行为
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2023/5/18
利用自行搭建的高温高压水循环回路系统和高温高压原位划伤装置，研究了690合金在不同温度下的极化行为和在空气中单道划伤、在高温高压水中原位11和100h往复划伤行为，并采用SEM和EDS对划伤后的样品进行了观察和分析。结果表明：690合金基体在单道划伤过程中划痕底部产生微裂纹，部分粒径较大TiN夹杂物易发生碎裂，而粒径较小的TiN夹杂物和基体结合处易发生开裂。在高温高压水往复划伤过程中，划痕底部沟槽...
镍基合金690是压水堆（PWR）核电厂蒸汽发生器（SG）传热管常用材料。长期服役过程中，PWR二次侧SG传热管与支撑板（TSP）、传热管与管板（TTS）、传热管与沉积物之间传热缝隙内的杂质离子如Cl-、SOX和Pb等可浓缩104-108倍，造成缝隙内局部溶液异常酸化或碱化，导致690合金发生严重缝隙腐蚀。因此，研究690合金在高温高压含侵蚀性杂质离子溶液中的缝隙腐蚀行为与机理，是理解SG传热管服役...
在腐蚀性环境中长期服役的工程结构材料，其环境失效裂纹的萌生与扩展通常与晶界密切相关。晶界工程（GBE）处理能够改善金属结构材料的晶界结构，大幅提高有序晶界比例，控制晶界特征分布，从而提高晶界的抗腐蚀开裂性能。然而，目前还没有GBE处理对核级奥氏体不锈钢高温高压水腐蚀疲劳性能影响的研究报道。
压水堆（PWR）核电厂长期服役过程中其蒸汽发生器（SG）传热管与支撑板/管板之间形成的几何缝隙会严重影响缝隙内外氧化膜的形成和生长，而氧化膜的性质和稳定性是影响SG传热管抗腐蚀性能的重要因素。镍基合金690是PWR核电厂SG传热管的主要制备材料之一，而支撑板通常由405不锈钢制造。因此，研究SG传热管/支撑板材料在模拟PWR核电站二次侧高温高压纯水环境中的缝隙腐蚀行为与机理，是揭示其腐蚀损伤机制、...
690合金高温高压水缝隙腐蚀研究（图）
690合金 高温高压 水缝隙 腐蚀研究
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2023/5/18
镍基合金690是PWR核电站蒸汽发生器（SG）传热管的主要制备材料之一。长期服役过程中，PWR核电站二回路SG传热管与管板的胀接处、传热管与支撑板之间、管板上方结垢沉淀区等部位均可能发生缝隙腐蚀，威胁电站的运行安全。缝隙腐蚀发生的位置隐蔽，无明显预兆且难以监测，一旦开始，其速率会迅速增加并导致材料严重破坏。目前国内外对SG传热管材料在高温高压水环境中的缝隙腐蚀的研究报道较少，相关损伤机理的认识仍不...
中国科学院金属研究所材料腐蚀与防护中心成果：高温高压水缝隙腐蚀研究（图）
高温高压 水环境 缝隙腐蚀
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2023/5/19
缝隙腐蚀是引发PWR核电站关键设备环境失效的主要原因之一，主要发生在堆芯燃料元件组件和格架之间、控制棒驱动机构、蒸汽发生器传热管与管板的胀接处、传热管与支撑板之间、管板上方结垢沉淀区等部位。缝隙腐蚀位置隐蔽、孕育期长、无明显预兆、难以监测，一旦开始，其速率会迅速增加并导致材料严重破坏。由于模拟实验困难，核电结构材料在高温高压水环境中的缝隙腐蚀的研究十分匮乏，对机理的认识也不清楚。
中国科学院金属研究所材料腐蚀与防护中心成果：原位声发射技术监测高温高压水环境促进开裂研究（图）
原位声发射 高温高压 水环境 腐蚀开裂
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2023/5/19
轻水堆核电站的压力边界设备长期服役于高温高压且具有放射性的水环境，在特殊水化学条件、服役材料及载荷的联合作用下，设备材料可能承受多种腐蚀损伤形式，典型的如点蚀、沿晶腐蚀、应力腐蚀开裂（SCC）等，严重威胁核电站运行的安全性和经济性。发展针对这些腐蚀损伤的在线监测技术是防止其发生、控制其发展的最经济、最有效的途径之一，但目前仍缺乏有效的能直接应用于轻水堆核电站服役环境的在线监测技术。声发射（AE）是...
