中国科学院核用材料与安全评价重点实验室
联系我们  了解金属所
当前栏目:交流合作 回到首页
2020年第三季度国内交流
2021-03-29  |          【 】【打印】【关闭

  *7月2-3日,国核电站运行服务技术有限公司在沈阳组织召开了国家科技重大专项外协项目“CAP1400主管道材料空气中疲劳试验及主管道不锈钢材料高温高压水环境腐蚀疲劳测试”的验收会,验收专家组听取了国核电站运行服务技术有限公司关于试验项目的技术要求介绍,重点实验室谭季波副研究员就试验方法、内容、结果及分析做了总结汇报。依据合同要求,验收专家组查阅了相关文件与资料,现场查看了试验装置和试样,并对试验内容进行了质询。验收组一致同意通过该项目验收。

  *7月9-10日,中广核研究院有限公司胡友森所长、金德升项目经理和蒙舒祺工程师在实验室现场见证了“反应堆污垢行为分析试验”。实验室张兹瑜助研汇报了一回路主设备材料在高温高压循环水中的腐蚀、离子溶出试验进展,双方确定了后续试验方案,并讨论了压水堆一回路腐蚀产物释放、迁移与沉积的试验模拟技术。

  *8月19-20日,重点实验室吴欣强研究员赴深圳中广核工程公司设计院交流讨论了GDA项目中“Zn-injection Water Chemistry”及“Effects of Dissolved Hydrogen and Dissolved Oxygen on Corrosion Behavior of Austenitic Stainless Steels and Nickel-base Alloys”等问题。

  *8月28-29日,重点实验室谭季波副研究员赴北京参加了“首届铅铋快堆共性技术学术研讨会”,与国内专家交流和讨论了铅铋堆研发技术现状与进展、铅铋快堆用金属结构材料及其环境相容性、燃料研发、铅铋合金热工、液态铅铋环境相容性评价技术与装置等。

  *9月14-16日,重点实验室吴欣强研究员赴深圳中广核工程公司设计院讲授了“金属腐蚀的基础知识与应用”的培训课程,并讨论了GDA项目中“Effects of pHT Value and Lithium Concentration on Corrosion and Stress Corrosion”及“Effects of Impurity Ions and Lead on Corrosion and Stress Corrosion Cracking Behaviors of Austenitic Stainless Steels and Nickel-base Alloys”等问题。

  *9月27-28日,中国核动力研究设计院设计所研究人员与重点实验室吴欣强研究员、谭季波副研究员、张兹瑜助研等交流了压水堆核电厂设备材料高温高压水腐蚀疲劳试验技术,双方就核级主管道用奥氏体不锈钢表面粗糙度影响其环境疲劳强度及评价模型的试验方案展开了详细讨论,并就后续试验计划达成了一致意见。

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

版权所有 中国科学院金属研究所 辽ICP备05005387号
地址: 沈阳市沈河区文化路72号 邮编: 110016