900MWe压水堆蒸汽发生器胀管过渡区运行应力与应力腐蚀开裂

通过对９００ＭＷｅ压水堆（ＰＷＲ）蒸汽发生器管子进行定期无损检查和广泛取样（约４００根管子）所获得的运行经验资料表明，胀管过渡区的应力腐蚀开裂可以有不同的形式。通常出现的裂纹起始于管子内壁，但有时显然是起始于外壁。在多数情况下，这些裂纹是轴向的，有时是环向的，在极少数的情况下，两者兼而有之。它们可能位于距管板上表面以下不同距离处，而且它们出现的时间也不相同。目前在认识蒸汽发生器管子运行应力方面已取     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管的检修

文中着重介绍了压水堆核电站蒸汽发生器传热管检修中采用的机械堵管、取管和衬管技术,并对镀镍法和管子部分更换法作了介绍。     

压水堆蒸汽发生器传热管完整性要求

１ 相关标准１．１　美国联邦法规１０ＣＦＲ５０要求符合５０．２１（ｂ）或 ５０．２２的运行许可证持有者必须制定和执行一个保证大纲,该大纲要保证压水堆蒸汽发生器传热管的安全功能。首要的安全功能是由于蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界（ＲＣＰＢ）的主要组成部分,必须要保持反应堆冷却剂的总量和压力。其次,蒸汽发生器传热管作为一、二回路之间的热交换导热体,还保证了反应堆的停堆能力。第三,蒸汽发生器传热管隔离了一回路系统里的放射性介质,避免它们进入二回路系统和释放到环境中去。 制定传热管完整性大纲是为了…     

关于蒸汽发生器传热管应力腐蚀的几个问题

本文探讨了以下5个问题：（1）传热管发生氯致应力腐蚀的原因；（2）发生氯致应力腐蚀裂纹机制的分析；（3）没有涡流探伤显示信号的其他传热管的可用性：（4）是否可以先堵已切割的传热管；（5）美国的堵管准则和俄罗斯的堵管准则的比较。     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损监测和破裂事故

文中指出,蒸汽发生器排污取样分析及主蒸汽管道外~(16)N 监测是蒸汽发生器传热管破损监测的主要手段。文中还介绍了发生传热管破损后的事故过程及其处理措施。最后对传热管破损事故的审批办法作了介绍.     

蒸汽发生器传热管裂纹扩展性质的确定

本文应用金相、TEM、SEM 和 EDAX 对蒸汽发生器1Cr18Ni9Ti 不锈钢传热管的裂纹及断口进行了分析.管束裂纹的性质属腐蚀疲劳。并指出在裂纹扩展过程中,当裂纹发展到使 K_1≥K_(1scc)时,裂纹扩展方式会由腐蚀疲劳转变为应力腐蚀.     

蒸汽发生器传热管可靠性的贝叶斯分析

１９８７～１９９１年世界压水堆核电站蒸汽发生器传热管因各种原因所起的堵管数据；运用贝叶斯统计理论对蒸汽发生器寿命进行了可靠性分析，贝叶斯方法是个人信念，经验，统计数据和抽样信息的综合，因而显得比传统统计法更价值，文中估算结果的合理性表明了这一点。     

蒸汽发生器传热管断裂事件树分析

对压水核堆电厂蒸汽发生器传热管断裂（ＳＧＴＲ）事故进行了概率安全分析,给出了功率运行状态下一根或两根ＳＧＴＲ事故导致堆芯裸露的频率为１．２６×１０＾－６／堆·年,并找出了支配性序列及其主要贡献。文章指出了模拟培训中对ＳＧＴＲ事故下正确干预训练的重要性。     

喷丸处理对蒸汽发生器传热管材料抗应力腐蚀性能的影响

喷丸处理造成的表面压应力和强化层组织能够显著提高18-8型奥氏体不锈钢和 Incoloy 800 合金在氯化镁溶液中的抗应力腐蚀能力。但在260℃、含500—1000ppmCl-水中,或再添加1%H_2O_2的氧化性介质中,只有当喷丸强化层的完整性没有被破坏,表面仍保持压应力时,才能改善抗 Cl-应力腐蚀能力;当喷丸表面遭受大的变形,强化层的完整性受到拉应变和腐蚀破坏时,喷丸处理就不再显示积极作用。     

蒸汽发生器传热管失效分析及防护措施

蒸汽发生器是核动力装置中一个非常重要的热量交换设备,也是整个核动力装置中的薄弱环节。在核动力装置的停堆事故中,有一半以上是由于蒸汽发生器破损引起的,严重影响到整个核动力装置的安全性和可靠性。如何使传热管不过早破损,延长蒸汽发生器的使用寿命是当前面临的重要课题之一。文章通过对蒸汽发生器传热管所用奥氏体不锈钢材料的分析,结合国内外相关事故分析报告,确定了传热管破损的类型为穿晶型应力腐蚀破坏。通过对腐蚀产物、工作环境以及管束应力的分析,找出蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂的影响因素,同时提出相应的防护措施。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

用于核电厂蒸汽发生器传热管SCC试验的浓碱高压釜装置

一、前言核电厂蒸汽发生器传热管的应力腐蚀破裂(SCC)至今时有发生,造成很大经济损失。因此,它一直是各核电发展国家所关心的重要问题之一。蒸汽发生器传热管发生SCC的原因与纯水介质中杂质钠离子或氯离子在材料受力部位的浓集作用有关。采用磷酸盐水处理工艺以及冷凝器泄漏是造成二回路系统水质遭到钠离子和氯离子沾污的原因。通常,采     

蒸汽发生器传热管腐蚀监测技术研究

蒸汽发生器传热管的腐蚀监测是保障核动力装置安全运行的重要问题之一.在对声发射技术原理进行介绍的基础上,采集和分析利用声发射仪对传热管进行加压实验时的声发射信号.实验结果表明:在传热管上形成微小直径穿孔性管壁腐蚀点,这种点蚀形成后,腐蚀先是向深处发展,形成尖端腐蚀,然后再向两侧延伸,逐渐形成裂纹,随着裂纹的进一步发展便形成泄漏事故;利用声发射仪对蒸汽发生器的传热管工作过程进行实时监控,可实时判断传热管材料的应力腐蚀情况,操作人员可根据声发射信号强度及其变化控制核动力装置的运行情况.     

蒸汽发生器存在的主要问题与对策

蒸汽发生器的可靠性对核电厂的安全，可靠性和经济效益有重大影响。国外ＳＧ上前存在的主要问题是传热管遭受二次侧晶腐蚀与晶间应力腐蚀，一次侧应力腐蚀和微振磨损。致使其可靠性较低。文中分析了传热管破损的主要原因，提出了国内新ＳＧ设计应采取的对策。     

压水堆核电站蒸汽发生器中的腐蚀

目前正在运行的压水堆核电站中的自然循环蒸汽发生器遭受了诸如点腐蚀、晶间应力腐蚀、耗蚀及凹痕等腐蚀破坏.本文着重论述压水堆蒸汽发生器腐蚀问题的技术概貌,分析腐蚀发生的机理和过程,鉴别这类蒸汽发生器中常遇到的各种腐蚀的类型,提出减少或防止腐蚀破坏的方法.     

蒸汽发生器传热管缺陷的涡流和超声检测

本文讨论了涡流和超声检测方法应用在检测蒸汽发生器管子降质方面的局限性。有些检测方法的尺寸测量能力极为有限。有些情况下，对缺陷尺寸测量的不定因素可通过将涡流检测结果、超声检测结果与取管破坏性试验结果加以对比确定。不同的降质机理导致蒸汽发生器管子损坏的定性检测方法的局限性将在其后讨论。其讨论顺序为：一次侧水应力腐蚀破裂、晶间腐蚀、二次侧应力腐蚀破裂、点蚀、耗蚀、凹痕、高周疲劳以及磨损。