核电厂蒸汽发生器管材800与690合金应力腐蚀性能
Stress Corrosion Behavior of Steam Generator Material Alloy 800 and Alloy 690
摘 要
采用慢应变速率拉伸方法, 研究了模拟PWR一回路水环境中国产进口蒸汽发生器管材800合金与690合金的拉伸性能; 并辅以SEM断口形貌观察, 分析了800合金与690合金的应力腐蚀敏感性。结果表明, 国产管800合金具有一定应力腐蚀开裂倾向, 690合金具有很好的抗应力腐蚀性能。
慢应变速率试验
拉伸性能
应力腐蚀开裂倾向
primary loop water environment
SSRT
tensile property
SCC
Abstract
SSRT (Slow Strain Rate Test) was used to study and compare the tensile properties of domestic and imported steam generator materials alloy 800 and alloy 690 in simulated PWR primary loop water environment. Together with SEM fracphotographs, SSRT were used to study the SCC resistance and behavior of alloy 800 and alloy 690. The results showed that alloy 800 was susceptible to SCC in PWR primary water, while alloy 690 exhibited very good corrosion resistance.
中图分类号 TG174
所属栏目 试验研究
基金项目
收稿日期 2013/3/25
修改稿日期
网络出版日期
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备注张乐福(1967-),副教授,博士,从事核电材料研究,
引用该论文: WU Lian-lian,ZHANG Le-fu,PAN Xiang-feng,LI Ming-xin. Stress Corrosion Behavior of Steam Generator Material Alloy 800 and Alloy 690[J]. Corrosion & Protection, 2014, 35(1): 47
被引情况:
【1】车洪艳,陈峰,董浩,刘国辉, "热等静压对Inconel 690合金堆焊层腐蚀行为的影响",腐蚀与防护 37, 892-895(2016)
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参考文献
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