發(fā)布時間：2020-05-10 14:50

【摘要】：在主蒸汽溫度低、蒸汽濕度大的環(huán)境中,核電汽輪機焊接轉(zhuǎn)子接頭化學元素和微觀結(jié)構(gòu)的非均勻分布導致其發(fā)生電偶腐蝕,而運行過程中產(chǎn)生的機械應力和熱應力又使其承受應力腐蝕開裂(Stress Corrosion Cracking,SCC)的風險,這些使得焊接接頭區(qū)域成為轉(zhuǎn)子內(nèi)最敏感區(qū)域之一。本文圍繞著外力對NiCrMoV鋼焊接轉(zhuǎn)子接頭電偶腐蝕行為的影響開展研究,主要內(nèi)容包括低周疲勞損傷對焊接轉(zhuǎn)子接頭電偶腐蝕的影響,應力和電偶腐蝕交互作用下焊接轉(zhuǎn)子接頭熱影響區(qū)內(nèi)點蝕演化行為及接頭斷裂失效機理等。獲得的主要結(jié)論如下。(1)由于位錯密度的降低和低能結(jié)構(gòu)的形成,低周疲勞損傷增加了焊接接頭單個區(qū)域的耐腐蝕性。隨著循環(huán)周次或應變幅的增加,累積的低周疲勞損傷進一步地提高了其耐腐蝕性。相同損傷程度時,母材的腐蝕電位變化大于焊縫的,這可能是由于母材和焊縫內(nèi)微觀結(jié)構(gòu)和化學元素的組成不同造成的。但是,焊接接頭不同區(qū)域內(nèi)產(chǎn)生的不同程度的低周疲勞損傷導致各區(qū)域的腐蝕電位變化產(chǎn)生差異,使得母材和焊縫間的腐蝕電位差增大,從而增大了焊接轉(zhuǎn)子接頭的電偶腐蝕敏感性。同時,電偶腐蝕敏感性隨著循環(huán)周次的增加而增加。(2)SVET實驗結(jié)果顯示焊接接頭中CGHAZ的電流密度最大,即CGHAZ將作為焊接接頭發(fā)生電偶腐蝕的陽極,優(yōu)先發(fā)生腐蝕溶解。這與通過動態(tài)電位極化曲線測得的CGHAZ的腐蝕電位最低的腐蝕趨勢相一致。(3)兩參數(shù)Weibull分布方程很好地描述了不同外加載荷、不同浸泡時間后焊接接頭CGHAZ的點蝕坑深度分布,獲得的Weibull方程參數(shù)顯示浸泡初期點蝕坑萌生的隨機分布取決于材料內(nèi)部缺陷。當浸泡時間小于等于588h時,電偶腐蝕控制機理是CGHAZ發(fā)生腐蝕的主要控制機理。當浸泡時間大于等于1080h時,應力促進腐蝕控制機理是CGHAZ點蝕的主要控制機理,尤其是在0.6和0.9бY載荷作用下,點蝕坑平均深度隨著拉伸應力的增加而增大。(4)隨著恒定載荷的增大,焊接轉(zhuǎn)子接頭試樣發(fā)生斷裂失效的時間逐漸降低,SCC斷口所占面積比逐漸下降。當外加載荷大于等于765MPa時,焊接轉(zhuǎn)子接頭試樣的斷裂位置在靠近焊縫中心區(qū)域,斷裂主要原因是焊縫強度低;當外加載荷小于等于760MPa時,焊接接頭試樣的斷裂位置在熔合區(qū),這是由于SCC裂紋優(yōu)先在應力和電偶腐蝕交互作用下的熔合區(qū)中的點蝕坑內(nèi)萌生造成的。
【圖文】：

１９５４年，前蘇聯(lián)建立了一個輸出功率為５ＭＷ的實驗核能裝置［１］。１９５７年，美國Ｓｈｉｐｐｉｎｇ－逡逑Ｐｏｒｔ核電站最先提供了由核能產(chǎn)生蒸汽驅(qū)動汽輪機的商業(yè)用電［２］。這套西屋產(chǎn)汽輪機為逡逑單杠單排氣（圖１．１），設計轉(zhuǎn)速為１８００ｒｐｍ，最大輸出功率為１００ＭＷ。自此之后，核能逡逑發(fā)電進入了一個高速發(fā)展的階段，尤其是在上世紀６０－８０年代，而受到１９８６年切爾諾逡逑貝利核電站爆炸的影響，機組建設出現(xiàn)了一定程度的減緩（圖１．２）。近年以來，隨著三逡逑代及更先進核電技術(shù)的發(fā)展，核電建設逐漸呈現(xiàn)了回暖，但是２０１１年日本福島核電站逡逑的泄露再次給核電發(fā)展蒙上了陰影，使核電站的安全可靠成為人們最為關心的問題。逡逑１１逡逑圖１．１邋Ｓｈｉｐｐｉｎｇ－Ｐｏｒｔ核電站使用的核電汽輪機（１００ＭＷ，，邋ｌ８0Ｏｒｐｍ）丨２丨逡逑Ｆｉｇｕｒｅ邋１．１邋Ｔｈｅ邋ｎｕｃｌｅａｒ邋ｓｔｅａｍ邋ｔｕｒｂｉｎｅ邋ｕｓｅｄ邋ｉｎ邋Ｓｈｉｐｐｉｎｇ－Ｐｏｒｔ邋ｎｕｃｌｅａｒ邋ｐｏｗｅｒ邋ｐｌａｎｔ邋（１００ＭＷ，逡逑１８００ｒｐｍ）．［２］逡逑截止２０１６年１２月３１日，國際原子能機構(gòu)（ＩＡＥＡ）的報告‘＂Ｎｕｃｌｅａｒ邋Ｐｏｗｅｒ邋Ｒｅａｃｔｏｒｓ逡逑ｉｎ邋ｔｈｅ邋Ｗｏｒｌｄ”中的數(shù)據(jù)顯示目前全球共有在運行核電機組４４８座

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本文編號：2657469