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金属学报  2015, Vol. 51 Issue (3): 298-306    DOI: 10.11900/0412.1961.2014.00421
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核级低合金钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型
吴欣强1,2(), 谭季波1,2, 徐松1,2, 韩恩厚1,2, 柯伟1,2
1 中国科学院金属研究所核用材料与安全评价重点实验室, 沈阳 110016
2 中国科学院金属研究所辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室, 沈阳 110819
CORROSION FATIGUE MECHANISM OF NUCLEAR-GRADE LOW ALLOY STEEL IN HIGH TEMPERATURE PRESSURIZED WATER AND ITS ENVIRONMENTAL FATIGUE DESIGN MODEL
WU Xinqiang1,2(), TAN Jibo1,2, XU Song1,2, HAN En-Hou1,2, KE Wei1,2
1 Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Institute of Metal Research, Chinese Academy of Sciences, Shenyang 110016
2 Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy of Sciences, Shenyang 110016
引用本文:

吴欣强, 谭季波, 徐松, 韩恩厚, 柯伟. 核级低合金钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型[J]. 金属学报, 2015, 51(3): 298-306.
Xinqiang WU, Jibo TAN, Song XU, En-Hou HAN, Wei KE. CORROSION FATIGUE MECHANISM OF NUCLEAR-GRADE LOW ALLOY STEEL IN HIGH TEMPERATURE PRESSURIZED WATER AND ITS ENVIRONMENTAL FATIGUE DESIGN MODEL[J]. Acta Metall Sin, 2015, 51(3): 298-306.

全文: PDF(6558 KB)   HTML
摘要: 

通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验, 研究了核级低合金钢环境疲劳损伤规律与控制机理, 构建了一个植入环境效应的疲劳设计模型, 给出了便于工程应用的环境疲劳设计曲线, 并建立了核电站实际构件的环境疲劳安全评估流程, 给出了尝试实施例.
关键词 ： 核级低合金钢,  高温高压水,  腐蚀疲劳,  设计模型,  环境疲劳安全评估    
Abstract：

The service degradation and life assessment of key components in light water reactor nuclear power plants (NPPs) mainly depend on the accumulation of service property data of component materials, understanding of environmental degradation mechanism, and construction of evaluation models or methods. The current ASME design fatigue code does not take full account of the interactions of environmental, loading and material's factors. In the present work, based on the corrosion fatigue tests in simulated NPPs' high temperature pressurized water, the environmental fatigue behavior and dominant mechanism of nuclear-grade low alloy steel have been investigated. A design fatigue model was constructed by taking environmentally assisted fatigue effects into account and the corresponding design curves were given for the convenience of engineering applications. The process for environmental fatigue safety assessment of NPPs' components was proposed, based on which some tentative assessment cases have been given.
Key words： nuclear-grade low alloy steel    high temperature pressurized water    corrosion fatigue    design model    environmental fatigue safety assessment
    
ZTFLH:  TG172  
基金资助:* 国家重点基础研究发展计划项目2011CB610506和国家科技重大专项项目2011ZX06004-009资助
作者简介: null

吴欣强, 男, 1971年生, 研究员
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吴欣强
谭季波
徐松
韩恩厚
柯伟

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https://www.ams.org.cn/CN/10.11900/0412.1961.2014.00421      或      https://www.ams.org.cn/CN/Y2015/V51/I3/298

图1  国产核级低合金钢SA508-III在高温高压水中的腐蚀疲劳寿命
图2  核级低合金钢表面疲劳裂纹形貌
图3  核级低合金钢疲劳断口形貌[3]
图4  核级低合金钢(SA508-III和A533B)在空气中的最佳拟合曲线和误差分析
图5  核级低合金钢(SA508-III和A533B)高温高压水腐蚀疲劳寿命影响因素
图6  核级低合金钢(SA508-III和A533B)的环境疲劳设计曲线
图7  核电站实际构件的环境疲劳寿命评估流程
Salt / MPa T / ℃ ˙ε / %s-1 Design cycle / cyc NASME Uair Nenv Uenv
567.2 200 0.028 120 1024 0.1172 92 1.304
500.6 0.026 1429 0.0630 142 0.634
444.1 200 0.026 142 1967 0.0722 231 0.615
268.8 200 0.002 555 9272 0.0599 2191 0.253
201.9 200 0.001 10 23830 0.0004 7149 1.40×10-3
143.8 200 0.001 120 81350 0.0015 88833 1.35×10-3
132.4 200 0.001 98 115630 0.0008 231742 4.23×10-4
121.1 200 0.001 10 159810 0.0001 703538 1.42×10-5
120.2 288 0.001 10 163810 0.0001 777252 1.29×10-5
95.5 288 0.001 222 444850 0.0005 1000000 2.22×10-4
92.6 200 0.001 666 523970 0.0013 1000000 6.66×10-4
91.9 288 0.001 120 560450 0.0002 1000000 1.20×10-4
Total 0.317 Total 2.81
表1  某沸水堆碳钢给水管的安全端疲劳损伤评价 [29~31]
Transient Design basis cycle Anticipated cycle for 40 a Anticipated cycle for 60 a
Heatup 500 90 135
Cooldown 500 90 135
Reactor trip 480 150 225
Loss of letdown 100 40 60
Loss of charging 100 12 18
Safety injection test 260 100 150
Leak test 260 115 173
表2  典型运行瞬态的总设计周次、40 a和60 a的周次 [31]
Load pair Salt Nenv 40 a 60 a
N40 U40 N60 U60
Cooldown/plant load 416.6 1458 90 0.062 135 0.093
Leak test/plant unload 330.8 1534 200 0.130 300 0.196
Heatup/plant load 270.4 4263 90 0.021 135 0.032
Plant load/unload 143.6 58406 14620 0.250 21930 0.375
Plant unload/upset 136.6 73899 480 0.007 720 0.010
Plant undload/OBE 98.7 265677 200 0.001 300 0.001
Plant unload/step load 87.6 729360 520 0.001 780 0.001
Total 0.472 Total 0.708
表3  某压水堆进水管嘴的疲劳延寿评估[31]
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