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中国腐蚀与防护学报    DOI: 10.11902/1005.4537.2025.298
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水化学工况对四代核电直流蒸汽发生器用T22钢应力腐蚀开裂行为的影响研究
王磊1,陶泽宇2,刘锋3,匡文军4,马鑫2,姚尧5,张国威1
1. 中核霞浦核电有限公司
2. 西安交通大学
3. 西安热工研究院有限公司
4. 华南理工大学
5.
Effect of water chemistry on stress corrosion cracking of T22 steel used in Once Through Steam Generator(OTSG) of nuclear power
引用本文:

王磊 陶泽宇 刘锋 匡文军 马鑫 姚尧 张国威. 水化学工况对四代核电直流蒸汽发生器用T22钢应力腐蚀开裂行为的影响研究[J]. 中国腐蚀与防护学报, 10.11902/1005.4537.2025.298.

全文: PDF(3092 KB)  
摘要: 高温气冷堆及钠冷快堆等四代核电机组直流蒸发器的给水处理方式均为还原性全挥发处理[AVT(R)],该处理方式容易引发构件的流动加速腐蚀,导致传热管节流阀堵塞等问题。水化学加氧处理是解决节流阀堵塞问题的有效方式,然而水介质溶解氧含量的提高是否影响构件的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性,需要进一步验证。本文以四代核电直流蒸发器蒸发段使用的T22钢为研究对象,通过慢应变速率拉伸试验(SSRT),评估了其在还原性全挥发处理工况、氧化性全挥发处理[AVT(O)]工况和加氧处理(OT)工况下的SCC行为。实验结果表明,水环境中溶解氧浓度的增加不会显著改变T22钢的氧化行为。氧化性全挥发处理或加氧处理,不会提升T22钢的应力腐蚀敏感性。本研究能为解决节流阀沉积问题提供技术依据,为四代核电蒸汽发生器给水水化学参数的调整提供参考。
关键词 钠冷快堆给水加氧应力腐蚀开裂慢应变速率拉伸T22    
Abstract:In Generation IV nuclear power plants like high-temperature gas-cooled reactors (HTGRs) and sodium-cooled fast reactors (SFRs), once-through steam generators commonly employ reducing all-volatile treatment [AVT(R)] as the feedwater chemistry control strategy. However, such water chemistry induces flow-accelerated corrosion (FAC) in system components, which can result in heat-transfer tube fouling and throttling valve blockage. Oxygenated treatment (OT) is an effective approach to mitigate throttling valve deposition. Nevertheless, the potential impact of increased dissolved oxygen on the stress corrosion cracking (SCC) susceptibility of structural materials remains to be clarified. In this study, T22 steel which has been widely used in the evaporator section of once-through steam generators in Generation IV reactors, was selected as the test material. SCC behavior was systematically evaluated under AVT(R), AVT(O), and OT conditions using slow strain rate tensile (SSRT) tests. Experimental results demonstrate that elevated dissolved oxygen concentration didn’t change the oxidation behavior of T22 steel significantly. Importantly, the adoption of oxidizing AVT or OT conditions does not increase the SCC susceptibility of T22 steel. This work provides a technical basis for addressing throttling valve deposition in once-through steam generators and offers guidance for optimizing feedwater chemistry in Generation IV nuclear power systems.
Key wordsSodium-cooled fast reactor    Feed water oxygenation    Stress corrosion cracking    Slow strain rate tension    T22
收稿日期: 2025-09-16     
ZTFLH:  TG174  
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