谭季波 中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室

 

    研究背景

 

    压水堆核电站一回路冷却剂是温度292-327℃、压力15.5 MPa的高温高压水，在如此苛刻的服役环境条件下，一些压力边界（如压力容器、主管道、蒸汽发生器）由于热分层、启堆/停堆、流致振动等，可能产生腐蚀疲劳损伤。运行经验及研究均表明，腐蚀疲劳是核电结构材料失效的主要潜在形式之一，在核电站安全设计、运行、检修、安全评估和寿命管理等方面至关重要。过去几十年，日本、美国等核电发达国家对核电结构材料（低合金钢、不锈钢、镍基合金）高温高压水腐蚀疲劳行为进行了大量的研究，结果表明在特定的实验条件下，高温高压水环境会显著降低材料的疲劳寿命。因此，美国阿贡国家实验室联合日本核能安全中心等机构，尝试建立考虑环境因素的疲劳设计模型。美国核管会2007年颁布RG 1.207要求新建核电站必须充分考虑轻水堆环境对结构材料疲劳性能的影响，并推荐使用ANL疲劳模型取代原有的ASME疲劳设计曲线对核电站进行寿命评估。然而，ANL疲劳模型仍存在一些缺陷（如镍基合金高温高压水腐蚀疲劳实验数据较少），正在不断更新之中。我国正在大力发展核电，努力实现核电设备国产化。蒸汽发生器是连接压水堆核电站一、二回路的关键部件，是由直径约17.48 mm、壁厚为1.01 mm的690合金传热管构成。690合金高温高压水腐蚀疲劳数据均基于ASTM E606给出的棒状、片状等标准疲劳试样，与690合金传热管实际的尺寸、几何形状、加工工艺之间存在较大的差异。其腐蚀疲劳性能也可能存在一定的差异。我国正在推行蒸汽发生器用690合金传热管的国产化，研究国产690合金传热管的高温高压水腐蚀疲劳性能，并与进口商用690合金传热管以及ANL疲劳模型进行对比，评价国产材料是否能达到疲劳设计要求，对推进我国核电发展意义重大。