基于TPE-XGBoost算法的镍基600合金应力腐蚀裂纹扩展速率预测模型

运行经验表明,应力腐蚀开裂(SCC)是镍基600合金在压水堆核电站一回路高温高压水环境中的主要失效形式。针对镍基600合金SCC影响因素多、机理复杂,现有预测模型应用性不高的问题,利用TPE-XGBoost算法,通过机器学习挖掘应力强度因子、温度、屈服强度、溶解氢含量、裂纹扩展方向、载荷类型、热处理工艺等影响因素与裂纹扩展速率之间的关系,建立反映多维数据关联关系的非参数镍基600合金应力腐蚀裂纹扩展速率预测模型。结果表明,TPE-XGBoost算法可以实现高维度数据集超参数快速优化,且有效避免优化结果陷入局部最优解,使得预测模型具有良好的泛化能力,将应用于压水堆核电站镍基600合金部件反应堆冷却剂条件应力腐蚀裂纹扩展工程预测。     

安全端焊接接头镍基合金600应力腐蚀裂纹的扩展行为（英文）

镍基合金作为压水堆一回路安全端焊接接头焊缝的常用材料,由于严苛的服役环境以及焊缝处材料力学性能的不均匀使得镍基合金极易发生应力腐蚀开裂(SCC)现象,对核电安全运行造成很大影响。为了解材料宏观结构参量变化(包括材料塑性性能以及应力强度因子K)对SCC裂纹扩展速率的变化,通过建立镍基合金600在不同宏观结构参量下的SCC裂纹扩展有限元模型,分析了镍基合金600不同塑性以及载荷参数变化对裂尖塑性区和拉伸塑性应变的影响。结果表明:塑性区尺寸及裂尖拉伸应变受到裂尖应力强度因子、屈服强度及硬化指数的影响,其中裂尖应力强度因子的影响较大,同时与屈服强度成反比,应力强度因子和硬化指数成正比;通过比较不同应力强度因子下计算所得SCC扩展速率结果和高温水环境下SCC扩展速率实验,获得了符合镍基合金600的特征距离r0的取值范围。研究结果能为核电镍基合金600在高温水环境下SCC速率预测提供一定的科学依据。     

安全端焊接接头镍基合金600SCC裂纹扩展行为研究

镍基合金作为压水堆一回路安全端焊接接头焊缝的常用材料,由于严苛的服役环境以及焊缝处材料力学性能的不均匀使得镍基合金极易发生应力腐蚀开裂现象,对核电安全运行造成很大影响。为了解材料宏观结构参量变化(包括材料塑性性能以及应力强度因子K)对SCC裂纹扩展速率的变化,本文通过建立镍基合金600不同宏观结构参量下的SCC裂纹扩展有限元模型,分析了镍基合金600不同塑性以及载荷参数变化对裂尖塑性区和拉伸塑性应变的影响,结果表明塑性区尺寸及裂尖拉伸应变受到裂尖应力强度因子、屈服强度及硬化指数的影响,其中裂尖应力强度因子的影响较大,同时与屈服强度成反比,应力强度因子和硬化指数成正比;通过比较不同应力强度因子下计算所得SCC扩展速率结果和高温水环境下SCC扩展速率实验,获得了符合镍基合金600的特征距离r₀的取值范围;研究结果能为核电镍基合金600的高温水环境下SCC速率预测提供一定的科学依据。     

高温水中硫酸根阴离子对Inconel 600合金应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)研究了硫酸根阴离子浓度对Inconel 600镍基合金在模拟压水堆(PWR)一回路水中应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明：硫酸根离子促进Inconel 600镍基合金在高温水中的应力腐蚀开裂；随着硫酸根离子浓度升高，合金SCC敏感性增大；当高温水中硫酸根离子含量超过300μg/kg时，断口边缘出现局部腐蚀和局部穿晶裂纹。     

核电站用不锈钢在高温高压水中应力腐蚀开裂行为的研究进展

综述了作为核电结构材料的不锈钢在高温高压水环境中的应力腐蚀开裂(SCC)行为,讨论了材料性能、加载方式、水化学环境等因素对应力腐蚀敏感性、裂纹萌生与扩展速率的影响,介绍了较成熟锌注入技术的发展历程及其对压水堆一次侧应力腐蚀(PWSCC)的影响作用.最后综合考虑各方面因素和实际运行情况,总结了降低SCC敏感性的方法,并提...     

核电结构材料应力腐蚀开裂初始阶段裂尖驱动力的研究

裂尖力学状态是影响核电结构材料应力腐蚀开裂(SCC)扩展速率的主要因素之一。为了搞清SCC不同扩展阶段裂尖驱动力的变化及其对SCC扩展速率的影响,本文建立了SCC扩展不同阶段的有限元模型,详细分析了裂纹初始阶段影响裂尖应力状态的工作载荷、残余应力,以及氧化膜形成过程中产生的膜致应力。结果表明,在SCC裂纹初始阶段,裂尖氧化膜形成所产生的“锲入张力”是SCC的主要驱动力;随着裂纹的扩展,工作载荷和残余应力逐渐成为SCC裂纹扩展的主要驱动力。     

核电结构材料应力腐蚀开裂初始阶段裂尖驱动力的研究（英文）

裂尖力学状态是影响核电结构材料应力腐蚀开裂(SCC)扩展速率的主要因素之一。为了研究SCC不同扩展阶段裂尖驱动力的变化及其对SCC扩展速率的影响,建立了SCC扩展不同阶段的有限元模型,详细分析了裂纹初始阶段影响裂尖应力状态的工作载荷、残余应力,以及氧化膜形成过程中产生的膜致应力。结果表明,在SCC裂纹初始阶段,裂尖氧化膜形成所产生的"锲入张力"是SCC的主要驱动力;随着裂纹的扩展,工作载荷和残余应力逐渐成为SCC裂纹扩展的主要驱动力。     

碘对N18锆合金应力腐蚀开裂的影响

研究了再结晶退火N18锆合金在碘气氛中的应力腐蚀开裂（SCC）行为,着重研究了350℃时碘分压对该合金SCC的影响.结果表明,随着碘分压增加,N18合金对碘致应力腐蚀开裂 的敏感性增加,开裂的临界应力强度因子KISCC降低,裂纹萌生所需的应力降低,裂纹萌生所需的时间也缩短;SCC裂纹的快速扩展也受碘分压的强烈影响,碘分压越高, 裂纹扩展过渡到快速的穿晶准解理方式时对应的应力强度因子越低;碘分压不仅影响腐蚀产物层的形成,也影响裂纹扩展方式.碘分压的影响规律可用碘的扩散机制及Zr-I-O体系的化 学平衡来解释.     

国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理

介绍了压水堆核电站机械设备材料 (包括奥氏体不锈钢和镍基合金) 应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。     

不同镍基堆焊材料在高温高压水中的应力腐蚀行为研究

通过U弯浸泡实验研究了电渣焊600合金、电渣焊690合金和埋弧焊690合金三种材料的应力腐蚀行为。研究结果表明:模拟压水堆核电站一回路水化学工况,温度为325℃,压力为15.8 MPa,溶液中含1.5×10~(-3)B、2.3×10~(-6)Li、2.5×10~(-6)H_2,浸泡1193 h后,电渣焊600合金、电渣焊690合金和埋弧焊690合金样品均未发生应力腐蚀开裂。在温度为330℃,压力为11 MPa,含10 mass%NaOH的高温高压强碱溶液中,电渣焊600合金样品浸泡720 h后发生了应力腐蚀开裂,最大裂纹长度为835μm;浸泡1440 h后,裂纹进一步扩展,达到1135μm,具有典型的沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)特征;电渣焊690合金样品经过1440h浸泡后,表面萌生长度为0.3μm到1.15μm不等的微裂纹;埋弧焊690合金样品经过1440 h浸泡后未发生应力腐蚀开裂。     

电解抛光态690TT合金经不同时间浸泡后表面氧化膜结构分析

利用AFM,SEM,TEM,EDS及XPS分析了电解抛光处理690TT合金在含B和Li,充H_2的高温高压水溶液中经不同时间浸泡后表面生长氧化膜的微观结构.结界表明,从短期氧化到长期氧化,氧化膜表面形貌变化不明显;氧化膜主要由具有尖晶石结构的氧化物和单质Ni构成.浸泡720,1440和2160h后,氧化膜均由外层、中间层和内层构成:外层是分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物;中间层是疏松的富含Ni的尖晶石结构的针状氧化物;内层是连续致密的富Cr氧化物.仅氧化膜中的内层氧化物能对基体起到良好的保护作用.电解抛光处理不利于690TT合金表面保护性氧化膜的快速生长.浸泡至2160 h后,氧化膜依然缺乏保护性.内层氧化膜的平均生长速率并未显著降低.     

打磨态690TT合金经不同时间浸泡后表面氧化膜结构分析

利用多种分析手段深入分析了打磨处理的690TT合金在模拟压水堆一回路高温高压水环境中经不同时间浸泡后表面生长的氧化膜的微观结构.结果表明,从短期氧化到长期氧化.氧化膜表面形貌变化不明显;氧化膜主要由尖晶石结构的氧化物和单质Ni构成.浸泡96和1440 h后,氧化膜主要由富含Cr的氧化物构成.浸泡720,1440和2160 h后,氧化膜均由外层、中间层和内层构成:外层是分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物;中间层是致密的富含Cr的尖晶石结构的小颗粒氧化物;内层是均匀连续的富含Cr的氧化物.中间层和内层氧化物能对基体起到良好的保护作用;随着氧化时间的延长,保护层的平均生长速率逐渐降低.打磨处理促进了690TT合金表面保护性氧化膜的生长.     

磨损对蒸汽发生器690合金传热管应力腐蚀裂纹萌生行为的影响

传热管是蒸汽发生器（SG）最关键的部件,起到一、二回路换热的作用,是防止放射性泄漏的重要安全屏障。在高温碱性溶液中进行了磨损690合金传热管的慢应变速率拉伸试验（SSRT）。采用扫描电子显微镜、电子背散射衍射和透射电子显微镜分析了690合金传热管的微动磨损和应力腐蚀裂纹（SCC）萌生行为。结果表明,SSRT试样呈现出典型的穿晶SCC特征,且随磨损深度增加,裂纹萌生数量和平均深度均增加,这可能与磨损表面留下的犁沟、剥层、微裂纹以及数十微米厚的残余应变层有关。基于SCC的滑移溶解/氧化机制,对磨损促进SCC裂纹萌生的过程进行了分析。     

Role of lead in electrochemical reaction of alloy 600, alloy 690, Ni,Cr, and Fe in water

It has been reported that lead causes stress corrosion cracking (SCC) in the secondary side of steam generators (SG) in pressurized water reactors (PWR). The materials of SG tubings are alloy 600, alloy 690, or alloy 800, among which the main alloying elements are Ni, Cr, and Fe. The effect of lead on the electrochemical behaviors of alloy 600 and alloy 690 using an anodic polarization technique was evaluated. We also obtained polarization curves of pure Ni, Cr, and Fe in water containing lead. As the amount of lead in the solution increased, critical current densities and passive current densities of alloy 600 and alloy 690 increased, while the breakdown potential of the alloys decreased. Lead increased critical current density and the passive current of Cr in pH 4 and pH 10. The instability of passive film of steam generator tubings in water containing lead might arise from the instability of Cr passivity.     

The stress-corrosion-cracking model for high-level radioactive-waste packages

A stress-corrosion cracking (SCC) model has been adapted for performance prediction of high-level radioactive-waste packages to be placed in the proposed Yucca Mountain repository. For these waste packages, the outer barrier material is the highly corrosion-resistant alloy UNS-N06022 (alloy 22). The tensile stress is principally from weld-induced residual stress. To account for crack propagation, the slip dissolution/film rupture (SDFR) model is adopted to provide mathematical formulae for prediction of the crack growth rate. Once the crack growth rate at an initiated SCC is determined, it can be used to determine the time to through-wall penetration for the waste package. This paper presents the development of the SDFR crack growth rate model. A seismic-damage-related SCC crack opening area density model is also briefly described. For more information, contact P.L. Andresen, GE Global Research, One Research Circle Schenectady, NY 12309; e-mail: andresen@crd.ge.com.     

Stress corrosion crack growth rate in dissimilar welds

Summary

Dissimilar welds, used to join different sections in light water reactors, are potentially susceptible to stress corrosion cracking (SCC) in aqueous media, characteristic of nuclear plants. However, the study of these welds has been limited to evaluating weld material susceptibility in these media. Scarce data are available on crack growth rates due fundamentally to inadequate testing techniques. In order to address this lack of information, the crack growth rate at the interface of ferritic SA533B‐1 alloy and 1–82 alloy in a dissimilar weld (SA533B‐1/I‐82/316L) was studied. Experiments were conducted in water at 288 °C, 8 ppm of O₂ and 1 μS/cm conductivity.     

压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究

    采用U型弯曲试样研究了高、低温工厂退火状态的压水堆蒸汽发生器（SG）商用化600合金管在330℃、含10g/L PbO的10%NaOH高温水溶液中的应力腐蚀开裂（SCC）行为.结果表明,在氢浓度很高时,600合金表现为较严重的晶间腐蚀（IGA）,最大侵蚀深度约270μm;没有观察到明显的应力腐蚀开裂,腐蚀晶界中有铅的沉积;冷拉预变形、退火温度对材料的腐蚀和应力腐蚀行为的影响不明显.     

Transgranular SCC mechanism of thermally treated alloy 600 in alkaline water containing lead

This work aims to understand a SCC failure mode of thermally treated steam generator tubing materials in high temperature water containing lead. The effect of lead contents on the anodic polarization curves of alloy 600 (UNS NO6600) and alloy 690 (UNS NO6900) has been studied in a solution of pH 10 at 200 °C and 315 °C. Lead increased the active peaks of alloy 600 and alloy 690 in mild alkaline water at high temperatures. A reduction of PbO to a metallic lead in alloy 690 is easier than that of alloy 600. When lead was added into the solution, a relative ratio of Cr from among the main metallic elements (Cr, Fe, and Ni) of alloy 600 and alloy 690 decreased in the outer corrosion film. Alloy 690 TT showed a transgranular stress corrosion cracking (TGSCC) in a 10 M NaOH solution with 5000 ppm of lead. Intergranular stress corrosion racking (IGSCC) was observed in the 100 ppm lead condition, and some TGSCC was detected on the fracture surface of the alloy 600 MA cracked in the 10,000 ppm lead solution. IGSCC seemed to be retarded by a crack blunting around the grain boundaries, and the TG cracking mode of the thermally treated alloy 600 and 690 seemed to be related to a crack blunting at the grain boundary carbide and a film dissolution by lead in an alkaline solution.     

690合金高温变形行为与动态再结晶模型

利用物理模拟实验方法对690合金进行恒温恒速压缩实验,变形温度范围为1050～1250℃,应变速率分别为0.1,1、5,10s-1,获得了合金的流变应力数据,并对合金变形后的组织特征进行了分析。建立了690合金高温热变形的本构方程和动态再结晶模型。结果表明:690合金高温变形时的流变行为可用Zener-Hollomon参数的双曲正弦函数来描述,所建立流变应力本构模型的预测值与实验值吻合较好,建立了690合金的动态再结晶模型,为热挤压过程中的组织控制提供理论依据。