反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究

作     者：刘晓强 徐雪莲 谭季波 王媛 吴欣强 郑宇礼 孟凡江 韩恩厚 

作者机构：上海核工程研究设计院上海200233 中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室沈阳110016 

基　　金：大型先进压水堆核电重大专项支撑项目(2010ZX06004-18)资助 

出 版 物：《中国腐蚀与防护学报》 (Journal of Chinese Society For Corrosion and Protection)

年 卷 期：2015年第35卷第3期

页      码：213-219页

摘      要：针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。

主 题 词：腐蚀疲劳 690合金 传热管 疲劳设计 

学科分类：0810[工学-土木类] 080802[080802] 0808[工学-自动化类] 08[工学] 0805[工学-能源动力学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 0702[理学-物理学类] 0812[工学-测绘类] 

核心收录：

D　O　I：10.11902/1005.4537.2014.102

馆 藏 号：203116189...