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            隨著全球核能發展趨勢，國際上將核電站的發展分為四代。第一代核電站，是指上世紀50、60年代初期開發的核電站。第二代核電站，是指從60年代后期到90年代前期進一步開發和建造的發電功率達30萬千瓦的大型商用核 電站。第三代核電站，是從上世紀90年代中后期到2010年開始運行的具有更高安全指標的先進核電站。正在開發中的第四代核電站，具有經濟性好、安全性高、產生廢物少、核資源可持續、核擴散可防止等優點。其中鉛基反應堆（LFR）由于其突出的優點成為第四代反應堆系統極具發展潛力的兩種堆型之一。鉛基反應堆使用鉛或者鉛鉍共晶合金（LBE）作為冷卻劑材料，且最早在前蘇聯開發用于阿爾法級核潛艇，但由于LBE是一種腐蝕材料，結構鋼材在LBE環境會發生液態金屬腐蝕（LMC）和液態金屬脆化（LME），LMC和LME以及氧濃度成為影響鉛基反應堆性能的關鍵問題。因此為了研究液態鉛鉍環境下結構材料的力學特性，亟需開發一種可模擬不同氧濃度高溫液態鉛鉍環境的力學試驗系統。 


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    • 試驗案例

    液態金屬（鉛鉍）環境拉伸測試

    能夠完成液態金屬（鉛鉍）環境下的材料力學測試，最高溫度650℃，能夠完成鉛鉍環境下的氧濃度控制，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境下的單軸拉伸、疲勞、棘輪、斷裂韌度和蠕變性能的測試，分析了液態金屬劣化的機制機理，為材料的優化改進提供了重要支撐
    液態金屬環境下材料相容性評價，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性能評價。氧濃度控制條件差下的腐蝕、流動腐蝕評價。

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