【摘 要】
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690合金广泛用作压水堆核电站中的蒸汽发生器传热管,在服役过程中可能遭受腐蚀疲劳损伤.许多运行经验及研究结果表明,轻水堆环境能够显著降低核电结构材料的疲劳寿命.现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆环境对核电结构材料疲劳性能的影响,可能存在安全裕度不足的问题.美国核管会于2007年颁布RG 1.207,要求新建核电站安全设计必须充分考虑环境因素的影响.最近几十年,美国和日本学者研究了高温高压
【机 构】
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中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室,辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室,中国科学院金属研究所,中国·沈阳,110016
【出 处】
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The 4th International Symposium on Materials and Reliability
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690合金广泛用作压水堆核电站中的蒸汽发生器传热管,在服役过程中可能遭受腐蚀疲劳损伤.许多运行经验及研究结果表明,轻水堆环境能够显著降低核电结构材料的疲劳寿命.现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆环境对核电结构材料疲劳性能的影响,可能存在安全裕度不足的问题.美国核管会于2007年颁布RG 1.207,要求新建核电站安全设计必须充分考虑环境因素的影响.最近几十年,美国和日本学者研究了高温高压水环境对核电结构材料疲劳性能的影响,主要考虑应变速率、溶解氧、温度等因素的影响,建立了充分考虑环境因素的ANL模型和JSME模型.由于缺乏相关实验数据,我国尚无基于镍基合金的环境疲劳模型.本文利用扁舟状疲劳试样研究了蒸汽发生器用690合金传热管的高温高压水腐蚀疲劳性能.讨论了疲劳裂纹起始与扩展机制.建立了包含国产690合金的环境疲劳模型.环境疲劳校正因子(Fen)主要考虑了温度、应变速率、溶解氧的影响.提出了一种利用环境疲劳模型评价核电结构材料腐蚀疲劳损伤的方法.
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