液态金属（铅铋）环境拉伸测试_核工业_凯尔测控技术（天津）有限公司

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随着全球核能发展趋势，国际上将核电站的发展分为四代。第一代核电站，是指上世纪50、60年代初期开发的核电站。第二代核电站，是指从60年代后期到90年代前期进一步开发和建造的发电功率达30万千瓦的大型商用核电站。第三代核电站，是从上世纪90年代中后期到2010年开始运行的具有更高安全指标的先进核电站。正在开发中的第四代核电站，具有经济性好、安全性高、产生废物少、核资源可持续、核扩散可防止等优点。其中铅基反应堆（LFR）由于其突出的优点成为第四代反应堆系统极具发展潜力的两种堆型之一。铅基反应堆使用铅或者铅铋共晶合金（LBE）作为冷却剂材料，且最早在前苏联开发用于阿尔法级核潜艇，但由于LBE是一种腐蚀材料，结构钢材在LBE环境会发生液态金属腐蚀（LMC）和液态金属脆化（LME），LMC和LME以及氧浓度成为影响铅基反应堆性能的关键问题。因此为了研究液态铅铋环境下结构材料的力学特性，亟需开发一种可模拟不同氧浓度高温液态铅铋环境的力学试验系统。

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试验案例

液态金属（铅铋）环境拉伸测试

能够完成液态金属（铅铋）环境下的材料力学测试，最高温度650℃，能够完成铅铋环境下的氧浓度控制，控氧浓度覆盖饱和氧-贫氧（<10-8wt%）范围。
完成了铁素体/马氏体钢、奥氏体不锈钢的铅铋环境下的单轴拉伸、疲劳、棘轮、断裂韧度和蠕变性能的测试，分析了液态金属劣化的机制机理，为材料的优化改进提供了重要支撑
液态金属环境下材料相容性评价，包括铁素体/马素体钢、奥氏体不锈钢、高熵合金、各类耐蚀涂层腐蚀和力学性能评价。氧浓度控制条件差下的腐蚀、流动腐蚀评价。