反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究

刘晓强¹，徐雪莲¹，谭季波²，王媛²，吴欣强²，郑宇礼²，孟凡江¹，韩恩厚²

1. 上海核工程研究设计院2. 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

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。

关键词：腐蚀疲劳;690合金;传热管;疲劳设计;