316LN不锈钢管状试样高温高压水的腐蚀疲劳行为

设计了一种管状疲劳试样,高温高压水流经试样内部,试样外部与空气接触。利用管状试样研究了316LN不锈钢高温高压水腐蚀疲劳性能,重点关注了应变速率对其疲劳性能的影响。实验结果表明,高温高压水环境降低了316LN不锈钢的疲劳强度,且疲劳寿命随应变速率降低而降低;管状试样与标准棒状试样获得的疲劳寿命相差不大,表明利用管状试样研究核电结构材料高温高压水环境疲劳性能是合理可行的。在低应变速率条件下,疲劳裂纹源区域为典型的扇形花样,呈现准解理开裂特征。疲劳裂纹扩展区为典型的疲劳辉纹特征。疲劳裂纹萌生阶段高温高压水环境效应更加显著。同时讨论了316LN不锈钢在高温高压水环境中的疲劳损伤机理。     

反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究

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。     

动态应变时效对核电材料环境致裂影响的研究现状与进展

综述了核级碳钢、低合金钢、不锈钢发生动态应变时效(DSA)的反常特征、影响因素及机制,讨论了DSA与高温高压水环境因素的交互作用对核电材料环境致裂的可能影响。指出了当前研究中存在的问题及进一步的研究方向。     

耐Pb-Bi腐蚀Si增强型铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的研究进展

结构材料是制约铅冷快堆建设的关键因素之一，原因是其组成元素在液态Pb-Bi共晶(LBE)中会发生不同程度的溶解，影响结构安全。候选结构材料铁素体/马氏体钢T91与不锈钢316在550℃饱和氧LBE环境中发生快速氧化腐蚀；溶解氧浓度降至1.26×10^-6%(质量分数)可减轻T91的液态LBE腐蚀，但低于1×10^-6%时，T91与316钢发生溶解腐蚀；T91液态LBE脆化敏感性高，导致其在350℃液态LBE中腐蚀疲劳寿命显著降低。与商用的(9%～12%)Cr铁素体/马氏体钢和316型奥氏体不锈钢相比，经微合金化的Si增强型铁素体/马氏体钢(9Cr-Si和12Cr-Si)和奥氏体不锈钢(ASS-Si)，具有较好的组织稳定性和综合力学性能，且在液态LBE中形成的富Si氧化物提高了氧化膜的致密性，改善了其耐腐蚀性能，在550℃下静态饱和氧和动态控氧LBE环境中的溶解腐蚀受到抑制，有望满足铅冷快堆的设计需求。     

溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中，对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验，分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明：在不同DO含量下，试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征，疲劳辉纹明显；断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物，随着DO含量的增加，氧化物颗粒数量增加、尺寸变大；在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别；结合不同的统计模型可知，在低应变速率(0.1×10^-4～0.1×10^-3 s^-1)下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显；在建立较为精确的统计模型时，需要细分应变速率范围，并考虑DO含量的影响。