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  • 核电结构材料应力腐蚀开裂(SCC)
  • 发表日期:[2021-03-24] 来源企业:北京华欧世纪光电技术有限公司

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    核电结构材料应力腐蚀开裂(SCC)
    核电发展的最重要前提始终是核电运行的安全性和经济性。核电站关键结构材料在高温高压水和辐照环境下长期服役的可靠性和稳定性是影响核电站的安全性和经济性的重要因素。研究 及电站运行经验表明,主回路焊接部位的应力腐蚀开裂与环境疲劳、压力容器的辐照脆化与环境疲劳、蒸汽发生器传热管的腐蚀与应力腐蚀开裂、二回路的流动加速腐蚀及主管道的热老化等是影响电站运行安全性与经济性的主要材料环境损伤模式。

    材料内部存在的应力超过一定阈值时,会引发SCC(应力腐蚀开裂)现象。残余应力和应变的存在会增加材料的SCC敏感性,是诱发SCC的主要因素之一 。在SCC萌生实验中,微小裂纹更容易在残余应变 (即局部取向差) 较大的地方萌生 。残余应力/应变产生的主要原因是焊接和冷加工。需要提到的是,在晶界附近的残余应变等微观结构损伤是分析残余应变分布的一项重要参数,这是因为奥氏体合金的SCC裂纹在很多条件下沿晶界扩展。

    核电结构材料应力腐蚀开裂(SCC)及应力监测手段

    便携式X射线残余应力分析仪

    引入便携式X射线残余应力分析仪可以检测材料表面的残余应力的大小和分布情况,从而为更好的控制残余应力范围,甚至是消除残余应力提供可靠的依据,以防止因应力腐蚀开裂造成更大的损失。

    便携式X射线残余应力分析仪占地少,便携式性强,可实现实验室和户外多种应用,可快速检测齿轮、轴承、轧辊、曲轴、凸轮轴、压力容器管道以及其它一些零部件在热处理、机加工、焊接、喷丸、滚压等处理过程中产生的残余应力及残余奥氏体测量。

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