摘要：核电蒸汽发生器传热管在微幅磨损与交变载荷的作用下形成微动疲劳,导致其表面裂纹萌生和扩展乃至破裂,从而影响反应堆的安全.为研究径向载荷以及轴向交变应力对690合金管微动疲劳寿命的影响规律,开展690合金管管材的微动疲劳试验,获得690合金管管材的微动疲劳寿命曲线,并与相关研究数据进行对比分析,以便探讨材料在微动疲劳下的寿命模型.对不同载荷下的690合金管试样的磨痕表面进行三维形貌和扫描电镜观测,分析磨损表面的损伤机理;对不同载荷下的690合金管试样断口的宏观与微观形貌进行表征,分析裂纹萌生、起裂过程及其失效机理.结果表明690合金管与403不锈钢(SS)抗振条间的磨损机理为剥层及磨粒磨损;690合金管在径向载荷作用下于微动磨损处产生裂纹源,裂纹在轴向交变应力的作用下不断向内部扩展,最终导致断裂;其断裂形式为解理疲劳断裂.

摘要：针对矫直工艺参数和特殊热处理对蒸汽发生器690合金传热管拉伸性能的影响进行了研究.结果表明:在矫直后690合金传热管室温屈服强度增大,而抗拉强度变化不大;校直压力对管材屈服强度的影响较大,校直压力对校直速度的影响较小;矫直压力越大,管材室温屈服强度的增量越大.根据测试结果可对批量矫直后的管材性能进行预测,并验证该矫直工艺具有较好的工艺稳定性.

摘要：对核电站蒸汽发生器用690合金传热管进行不同保温时间的特殊热处理,研究保温时间对690合金传热管显微组织、拉伸性能和晶间腐蚀性能的影响。研究结果表明:经10~30 h的特殊热处理后,690合金传热管晶界均分布连续或半连续的碳化物,且晶内分布极少量的碳化物和大量的孪晶;随着保温时间的增加,碳化物有粗化的现象,室温及350℃拉伸性能变化不大,拉伸性能缓慢增加,350℃的抗拉强度仍能保持在600 MPa以上;随着特殊热处理保温时间的增加,690合金传热管晶间腐蚀速率未发生明显变化,且均不超过13 mdd(毫克/平方分米·天)。

摘要：为研究第三代核电站蒸汽发生器用690合金传热管的加工工艺稳定性和腐蚀性能．利用动电位再活化（EPR）晶间腐蚀和点腐蚀研究方法，对四种不同表面Buffing状态的690合金传热管的晶间腐蚀和点腐蚀性能进行了分析。试验结果表明．Buffing处可明显改善传热管外表面的晶间腐蚀和点腐蚀性能，未Buffing或未均匀Buffing的传热管外表面抗晶间腐蚀和点腐蚀性能略差。这为工程化的传热管采用Buffing工艺提供重要依据。同时，EPR和点腐蚀试验方法对690合金传热管的外表面Buffing状态敏感，结合这两种方法，可快速检测工程应用的传热管外表面加工工艺稳定性。

摘要：针对蒸汽发生器传热管的导热系数很难由理论计算直接获得、通常需要通过试验测量得到的问题,基于瞬态传热原理,在保持传热管外形的基础上,运用激光闪光法设计了一种基于传热管导热系数测量装置。分别对4种不同厂家制造的690合金传热管的导热系数进行了测量,并将测得的数据在20~400℃范围内进行线性拟合,通过拟合公式,可直接求得该温度范围内任一温度条件下的导热系数,为蒸汽发生器传热计算提供可靠的参数。