实验室在高温高压水环境疲劳损伤方面取得了新进展

2019-11-19 09:18



     镍基合金690广泛用于制造压水堆(PWR)核电站压力边界—蒸汽发生器(SG)传热管,其在长期服役过程中可能遭受环境疲劳损伤。实验室利用自主研发的高温高压水应变原位实时监测系统(ZL 2013 1 0554160. 6)及扁舟状疲劳试样(ZL 2013 2 0175058. 0),研究了溶解氧(DO)对PWR核电站SG用690合金传热管高温高压水腐蚀疲劳(CF)性能的影响,发现传热管在高DO(5500 ppb)条件下的疲劳寿命长于低DO(<5 ppb)条件下。DO<5 ppb时,CF实验后传热管试样内弧面粗糙不平,有较多二次裂纹,裂纹萌生处明显凹陷;而DO=5500 ppb时,CF试验后传热管内弧面较为平直,二次裂纹较少。DO<5 ppb时,传热管试样表面氧化膜非常薄(厚度为纳米级),膜中富Cr、Ni而贫Fe;DO=5500 ppb时,氧化膜明显较厚(厚度约为1.36 μm),膜中富Fe、Ni而贫Cr。690合金传热管在高DO条件下的疲劳寿命更长与DO对疲劳裂纹萌生机制的影响有关:高DO条件下,氧化膜生长速度加快,同时本体溶液中含有更多的铁离子,促进NiFe2O4尖晶石的形核生长,加快破裂的氧化膜修复过程,抑制了金属的选择性溶解,从而阻止了CF裂纹萌生。上述工作进展已发表于Corrosion Science 102 (2016) 394–404。




高温高压水中690合金表面氧化膜破裂与生长对疲劳裂纹起始的影响机制


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