譚季波 中國科學院核用結構材料與安全性評價重點實驗室

 

    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境條件下，一些壓力邊界（如壓力容器、主管道、蒸汽發生器）由于熱分層、啟堆/停堆、流致振動等，可能產生腐蝕疲勞損傷。運行經驗及研究均表明，腐蝕疲勞是核電結構材料失效的主要潛在形式之一，在核電站安全設計、運行、檢修、安全評估和壽命管理等方面至關重要。過去幾十年，日本、美國等核電發達國家對核電結構材料（低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金）高溫高壓水腐蝕疲勞行為進行了大量的研究，結果表明在特定的實驗條件下，高溫高壓水環境會顯著降低材料的疲勞壽命。因此，美國阿貢國家實驗室聯合日本核能安全中心等機構，嘗試建立考慮環境因素的疲勞設計模型。美國核管會2007年頒布RG 1.207要求新建核電站必須充分考慮輕水堆環境對結構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疲勞設計曲線對核電站進行壽命評估。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驗數據較少），正在不斷更新之中。我國正在大力發展核電，努力實現核電設備國產化。蒸汽發生器是連接壓水堆核電站一、二回路的關鍵部件，是由直徑約17.48 mm、壁厚為1.01 mm的690合金傳熱管構成。690合金高溫高壓水腐蝕疲勞數據均基于ASTM E606給出的棒狀、片狀等標準疲勞試樣，與690合金傳熱管實際的尺寸、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。我國正在推行蒸汽發生器用690合金傳熱管的國產化，研究國產690合金傳熱管的高溫高壓水腐蝕疲勞性能，并與進口商用690合金傳熱管以及ANL疲勞模型進行對比，評價國產材料是否能達到疲勞設計要求，對推進我國核電發展意義重大。