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影響無縫鋼管屈服強度的內在外在因素收集

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   中國無縫管網昨日記者獲悉:無縫鋼管屈服強度指的是無縫鋼管發生屈服現象時的屈服極限,亦即抵抗微量塑性變形的應力。大于此極限的外力作用,將會使零件永久失效,無法恢復。
  
  影響無縫鋼管屈服強度的外在因素有:溫度、應變速率、應力狀態。隨著溫度的降低與應變速率的增高,材料的屈服強度升高,尤其是體心立方金屬對溫度和應變速率特別敏感,這導致了鋼的低溫脆化。應力狀態的影響也很重要。雖然屈服強度是反映材料的內在性能的一個本質指標,但應力狀態不同,屈服強度值也不同。
  
  1.1核電站的構成和作用
  
  核能發電是通過核反應堆產生的熱能來實現發電的,而核反應堆采用帶有輻射性的核燃料為熱源。通常根據反應堆所使用的慢化劑和冷卻劑的不同,將核電站分為壓水堆、輕水堆、重水堆等不同的堆型。相對于其他核電而言,壓水堆核電站(PWR),無論在技術上和安全上均較為成熟。PWR一般由核島、常規島及電廠輔助設施組成,各部分組成和工作原理如圖1所示。
  
  核島主要包括壓水堆本體(核反應堆)及一回路冷卻系統,其功能是產生核蒸汽,由一回路冷卻系統將反應堆所產生的核能轉換為熱能,熱能通過一次冷卻劑在蒸發器中經傳熱管傳遞給二回路的蒸汽。常規島包含主蒸汽管道和給水管道兩個主要的管道系統,這兩個管道系統稱之為二回路。其作用是將從蒸汽發生器中帶出的熱能(蒸汽)通過核汽輪機轉換為機械能、電能。
  
  1.2核電用管的要求
  
  由于核反應堆使用的是帶有輻射性的核燃料.一旦發生核泄漏.會嚴重惡化該區域的生態環境.因此核電站對核島的安全要求最高。核電站使用的管材,其安全等級分為核級和非核級;核級材料又分為核一級、核二級和核三級。此外.在生產制造過程中也有嚴格質保要求。通常。核島一回路管道為核級材料.其中用于一回路冷卻系統的所有承壓邊界設備和管道均屬核一級材料。部分蒸汽輸送管道為核二級和核三級材料:常規島的二回路系統管道均為非核級材料。
  
  1.2.1核島一回路管道材質要求
  
  一回路管道系統屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的一部分.管道的服役條件復雜.對鋼管材質的性能要求也各不相同。該系統使用的管道主要有:主冷卻劑管道、波動管線和噴淋管線、輔助系統中的l級管道以及與主冷卻系統相連的小徑管(直徑≤25.4mm)。
  
  (1)主冷卻劑管道
  
  選用含少量鐵素體(5%~15%)的奧氏體一鐵素體雙相不銹鋼(如Z3 CN 20—09M),以避免單相奧氏體不銹鋼的應力腐蝕。其鐵素體含量通過成分配比調整;鋼管制造工藝目前采用離心澆鑄工藝生產,今后將有可能采用鍛制工藝生產。
  
  (2)與主冷卻系統相連的小徑管與主冷卻系統相連的小徑管要求具有耐酸性介質的腐蝕性,通常采用奧氏體不銹鋼:不含Mo18一10型(z2CN19.10);含Mo的17—12型(Z3CND
  
  17.12);時效硬化不銹鋼。
  
  (3)蒸汽發生器傳熱管
  
  蒸汽發生器傳熱管要求兼顧強韌性和耐應力腐蝕能力。目前多采用鎳基合金Inconel690、In—conel6000
  
  (4)核蒸汽系統和核輔助系統管道
  
  核蒸汽系統和核輔助系統管道(NSSS和BNI)主要采用碳素鋼/碳錳鋼.如P280GH、TUE250B、TU42C、TU48C等。
  
  1.2.2常規島二回路管道材質要求
  
  常規島與火力發電站相似。包括由主蒸汽管道、給水管道構成的二回路系統和核汽輪機(采用飽和蒸汽沖轉汽輪機),其蒸汽溫度和壓力參數比火電廠的低。目前的第2代核電技術的壓水堆(如CPRl000)設計的主蒸汽溫度316℃、壓力8.6MPa。新開發的第3代核電技術的反應堆(EPR或APl000)的蒸汽溫度和壓力參數也無大的變化。在這樣的工作條件下,二回路管道材料采用碳素鋼(碳錳鋼)就能滿足要求,因此常規島二回路系統的主蒸汽管道和給水管道材料主要采用碳素鋼/碳錳鋼.牌號與核島材料一致;也有部分采用ASTM標準的碳素鋼:第3代核電站用管材料采用的是碳素鋼/碳錳鋼TU42C、P355NH。常規島二回路管道輸送中溫、中壓并帶有一定濕度的飽和蒸汽。由此會因蒸汽和水的流動速度較高而導致管道的“FAC(流動加速的腐蝕)”。據有關研究發現.cr含量會抑制FAC現象的發生,所以對給水管道特別提出了控制cr含量的要求;對于少量蒸汽濕度較大的高壓缸排汽管線和高壓加熱器的抽汽管.則采用Cr含量為2.25%的Cr—Mo合金鋼管。
  
  中國無縫管網昨日記者獲悉:影響無縫鋼管屈服強度的內在因素有:結合鍵、組織、結構、原子本性。如將金屬的屈服強度與陶瓷、高分子材料比較可看出結合鍵的影響是根本性的。
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