譚季波 中國(guó)科學(xué)院核用結(jié)構(gòu)材料與安全性評(píng)價(jià)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室

 

    研究背景

 

    壓水堆核電站一回路冷卻劑是溫度292-327℃、壓力15.5 MPa的高溫高壓水，在如此苛刻的服役環(huán)境條件下，一些壓力邊界（如壓力容器、主管道、蒸汽發(fā)生器）由于熱分層、啟堆/停堆、流致振動(dòng)等，可能產(chǎn)生腐蝕疲勞損傷。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及研究均表明，腐蝕疲勞是核電結(jié)構(gòu)材料失效的主要潛在形式之一，在核電站安全設(shè)計(jì)、運(yùn)行、檢修、安全評(píng)估和壽命管理等方面至關(guān)重要。過(guò)去幾十年，日本、美國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó)家對(duì)核電結(jié)構(gòu)材料（低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金）高溫高壓水腐蝕疲勞行為進(jìn)行了大量的研究，結(jié)果表明在特定的實(shí)驗(yàn)條件下，高溫高壓水環(huán)境會(huì)顯著降低材料的疲勞壽命。因此，美國(guó)阿貢國(guó)家實(shí)驗(yàn)室聯(lián)合日本核能安全中心等機(jī)構(gòu)，嘗試建立考慮環(huán)境因素的疲勞設(shè)計(jì)模型。美國(guó)核管會(huì)2007年頒布RG 1.207要求新建核電站必須充分考慮輕水堆環(huán)境對(duì)結(jié)構(gòu)材料疲勞性能的影響，并推薦使用ANL疲勞模型取代原有的ASME疲勞設(shè)計(jì)曲線對(duì)核電站進(jìn)行壽命評(píng)估。然而，ANL疲勞模型仍存在一些缺陷（如鎳基合金高溫高壓水腐蝕疲勞實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)較少），正在不斷更新之中。我國(guó)正在大力發(fā)展核電，努力實(shí)現(xiàn)核電設(shè)備國(guó)產(chǎn)化。蒸汽發(fā)生器是連接壓水堆核電站一、二回路的關(guān)鍵部件，是由直徑約17.48 mm、壁厚為1.01 mm的690合金傳熱管構(gòu)成。690合金高溫高壓水腐蝕疲勞數(shù)據(jù)均基于ASTM E606給出的棒狀、片狀等標(biāo)準(zhǔn)疲勞試樣，與690合金傳熱管實(shí)際的尺寸、幾何形狀、加工工藝之間存在較大的差異。其腐蝕疲勞性能也可能存在一定的差異。我國(guó)正在推行蒸汽發(fā)生器用690合金傳熱管的國(guó)產(chǎn)化，研究國(guó)產(chǎn)690合金傳熱管的高溫高壓水腐蝕疲勞性能，并與進(jìn)口商用690合金傳熱管以及ANL疲勞模型進(jìn)行對(duì)比，評(píng)價(jià)國(guó)產(chǎn)材料是否能達(dá)到疲勞設(shè)計(jì)要求，對(duì)推進(jìn)我國(guó)核電發(fā)展意義重大。