ASTM B353-12(2022)e1由美国材料与试验协会 US-ASTM 发布于 2022-04-01。
ASTM B353-12(2022)e1在国际标准分类中归属于: 77.150.99 其他有色金属产品。
ASTM B353-12(2022)e1 核设施(核燃料包壳除外)用锻造锆及锆合金无缝管和焊接管标准规范的最新版本是哪一版?
最新版本是 ASTM B353-12(2022)e1 。
1.1 本规范涵盖核应用用无缝和焊接变形锆及锆合金管。规范 B811 涵盖了核燃料包壳。
1.2 描述了适合核应用的五个等级的反应堆级锆和锆合金。
1.2.1 目前为五个等级指定的 UNS 编号在表 1 中给出。
1.3 除非使用单一单位,例如以 mg/dm2 为单位的腐蚀质量增益,否则以英寸-磅或 SI 单位表示的值应为单独视为标准。每个系统中规定的值并不完全相同;因此,每个系统必须独立使用。 SI 值不能与英寸-磅值混合。
1.4 以下预防性警告仅适用于本规范的测试方法部分。本标准并不旨在解决与其使用相关的所有安全问题(如果有)。本标准的使用者有责任建立适当的安全、健康和环境实践,并在使用前确定监管限制的适用性。
1.5 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒(TBT)委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。
从中核集团获悉,我国首个自主研发的满足三代核电要求的锆合金材料——CF3核燃料组件N36锆合金材料批量化首批产品成功下线通过验收,并将用于CF3核燃料元件制造。这标志着我国打破国外长期垄断的核心技术环节,在核级锆合金材料大规模应用的道路上又迈出坚实一步。图片来源于网络 燃料组件是核反应堆的核心,其安全性和可靠性很大程度上取决于锆合金包壳。 ...
通过“低温非外延一步法”,可摆脱晶态Mn+1AXn相涂层对单晶外延基底和高温工艺的依赖,促进了Mn+1AXn相涂层在锆合金包壳管上的实际应用。辐照损伤研究则为锆合金包壳管表面防护涂层的开发提供了最直接的参考数据。 ...
近期,美国麻省理工学院(MIT)的研究人员正在测试碳化硅(SiC)陶瓷基体燃料包壳材料,这种材料能把产生氢气的风险降低几千倍,并为核燃料提供与锆合金类似的保护。 世界上其他研究机构也提出将SiC用于核燃料包壳,而MIT目前正在开展最为详细的测试和模拟。...
锆合金具有极低的热中子捕获截面、优异的耐腐蚀性能和抗高温蠕变特性,被广泛应用于核反应堆,如压力管和核燃料包壳等。核能向高燃耗和高安全性方向的发展,对核用锆合金的力学性能、抗辐照性能、热稳定性、抗蠕变和耐腐蚀能力提出了更高要求。近期研究表明,引入大量的界面能够有效地阻碍位错运动以提高材料强度,同时,界面作为辐照缺陷的陷阱能有效降低辐照损伤。界面材料还具有较好的热稳定性等优点。...
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