核电站凝汽器用钛焊管蒸汽腐蚀疲劳性能研究

论文摘要

测定了国产和进口核电站凝汽器用钛焊管在室温大气和人工海水100℃水蒸汽介质中的疲劳性能,同时采用扫描电子显微镜对疲劳断口进行了观察,探讨了钛焊管的蒸汽腐蚀疲劳机理。研究结果表明:国产钛焊管与进口钛焊管的疲劳寿命较为接近,水蒸汽氛围大幅度降低了钛焊管的疲劳寿命;疲劳试样的裂纹均萌生于钛焊管焊缝区域的外表面,多为多源萌生,裂纹扩展均以条纹机理为主;断口处有少量二次裂纹,未发现沿晶断裂及周期解理断裂特征,静断区断口形貌为韧窝;从蒸汽腐蚀疲劳试样中,未能观察到明显的腐蚀产物;钛焊管的蒸汽疲劳腐蚀是交变应力和电化学腐蚀交互作用的结果。

论文目录

• 1 试验
• 2 结果与分析
•   2.1 疲劳试验
•   2.2 疲劳断口分析
•     2.2.1 断口宏观分析
•     2.2.2 断口SEM分析
•   2.3 蒸汽腐蚀疲劳机理
• 3 结论

文章来源

类型: 期刊论文

作者: 郭佳林,董燕妮,徐永锋,王鼎春

关键词: 核电站凝汽器,钛焊管,蒸汽腐蚀,疲劳性能

来源: 有色金属材料与工程 2019年01期

年度: 2019

分类: 工程科技Ⅰ辑,工程科技Ⅱ辑

专业: 金属学及金属工艺,核科学技术,电力工业

单位: 宝钛集团有限公司,东方汽轮机有限公司

基金: 国家科技重大专项课题(2012ZX06004-020)

分类号: TM623;TG146.23

DOI: 10.13258/j.cnki.nmme.2019.01.008

页码: 43-48

总页数: 6

文件大小: 1908K

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