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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
被引：4
作者：
张伟国
高凤琴
周洪毅
机构：
[1] 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所
[2] 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所 北京
[3] 北京
来源：
关键词：
SSRT;
CLT;
PWR;
主管道WHAZ;
SG传热管;
SCC;
D O I：
暂无
中图分类号：
学科分类号：
摘要：
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。
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页码：367 / 375
页数：9
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