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        隨著全球核能發(fā)展趨勢(shì)，國(guó)際上將核電站的發(fā)展分為四代。第一代核電站，是指上世紀(jì)50、60年代初期開發(fā)的核電站。第二代核電站，是指從60年代后期到90年代前期進(jìn)一步開發(fā)和建造的發(fā)電功率達(dá)30萬千瓦的大型商用核 電站。第三代核電站，是從上世紀(jì)90年代中后期到2010年開始運(yùn)行的具有更高安全指標(biāo)的先進(jìn)核電站。正在開發(fā)中的第四代核電站，具有經(jīng)濟(jì)性好、安全性高、產(chǎn)生廢物少、核資源可持續(xù)、核擴(kuò)散可防止等優(yōu)點(diǎn)。其中鉛基反應(yīng)堆（LFR）由于其突出的優(yōu)點(diǎn)成為第四代反應(yīng)堆系統(tǒng)極具發(fā)展?jié)摿Φ膬煞N堆型之一。鉛基反應(yīng)堆使用鉛或者鉛鉍共晶合金（LBE）作為冷卻劑材料，且最早在前蘇聯(lián)開發(fā)用于阿爾法級(jí)核潛艇，但由于LBE是一種腐蝕材料，結(jié)構(gòu)鋼材在LBE環(huán)境會(huì)發(fā)生液態(tài)金屬腐蝕（LMC）和液態(tài)金屬脆化（LME），LMC和LME以及氧濃度成為影響鉛基反應(yīng)堆性能的關(guān)鍵問題。因此為了研究液態(tài)鉛鉍環(huán)境下結(jié)構(gòu)材料的力學(xué)特性，亟需開發(fā)一種可模擬不同氧濃度高溫液態(tài)鉛鉍環(huán)境的力學(xué)試驗(yàn)系統(tǒng)。 


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  • 試驗(yàn)案例

液態(tài)金屬（鉛鉍）環(huán)境拉伸測(cè)試

能夠完成液態(tài)金屬（鉛鉍）環(huán)境下的材料力學(xué)測(cè)試，最高溫度650℃，能夠完成鉛鉍環(huán)境下的氧濃度控制，控氧濃度覆蓋飽和氧-貧氧（<10-8wt%）范圍。
完成了鐵素體/馬氏體鋼、奧氏體不銹鋼的鉛鉍環(huán)境下的單軸拉伸、疲勞、棘輪、斷裂韌度和蠕變性能的測(cè)試，分析了液態(tài)金屬劣化的機(jī)制機(jī)理，為材料的優(yōu)化改進(jìn)提供了重要支撐
液態(tài)金屬環(huán)境下材料相容性評(píng)價(jià)，包括鐵素體/馬素體鋼、奧氏體不銹鋼、高熵合金、各類耐蝕涂層腐蝕和力學(xué)性能評(píng)價(jià)。氧濃度控制條件差下的腐蝕、流動(dòng)腐蝕評(píng)價(jià)。

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