沖擊對蒸汽發(fā)生器傳熱管微動磨損行為的影響研究

梅金娜，韓姚磊，王鵬，蔡振

沖擊對蒸汽發(fā)生器傳熱管微動磨損行為的影響研究

梅金娜，韓姚磊，王鵬，蔡振

（蘇州熱工研究院有限公司，江蘇 蘇州 215004）

研究沖擊對核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管在高溫蒸汽環(huán)境中微動磨損行為的影響規(guī)律與機理。采用高溫高壓蒸汽環(huán)境沖擊–滑移與純滑移對比試驗，研究沖擊對蒸汽發(fā)生器690TT合金傳熱管微動磨損行為的影響。通過分析微觀損傷結(jié)構(gòu)區(qū)別，對比高、低磨損能量試驗結(jié)果，明確沖擊在微動磨損中的作用，獲得傳熱管沖擊–滑移復合微動磨損機理。高溫高壓蒸汽環(huán)境中，復合微動磨損與純滑移微動磨損相比，沒有犁溝磨損特征，剝層特征占主導地位，微動磨損機制為剝層磨損。磨損能量越高，沖擊引起的磨屑層脫落和基體開裂越多，磨損越嚴重。沖擊顯著改變了傳熱管的微動磨損行為，在開展傳熱管服役安全評估中，應充分考慮純滑移磨損與沖擊–滑移復合微動磨損的顯著差異。

蒸汽發(fā)生器；微動磨損；沖擊–滑移；高溫蒸汽

蒸汽發(fā)生器（SG）是壓水堆（PWR）核電站的重要設(shè)備之一，將一回路冷卻劑中的熱量傳遞給二回路給水，產(chǎn)生飽和蒸汽供給二回路動力裝置。傳熱管是一、二回路之間的熱交換界面，屬于一回路壓力邊界，承壓面積約占80%，失效將導致放射性物質(zhì)泄漏至二回路，嚴重時引發(fā)核安全事故。因此，傳熱管的完整性直接影響到核電站的運行安全。

傳熱管服役環(huán)境為高溫高壓水，早期SG傳熱管采用600系列鎳基合金，其主要失效形式為應力腐蝕開裂[1-3]。自1989年更換為耐應力腐蝕性能優(yōu)越的690TT鎳基合金，30余年的運行經(jīng)驗表明，690TT傳熱管最為主要的失效形式為傳熱管與防振條、支撐板之間的微動磨損[4-7]。傳熱管與防振條、支撐板之間存在微米級的間隙，在流致振動的作用下，接觸位置處產(chǎn)生連續(xù)碰撞和微小振幅的滑移，即發(fā)生沖擊–滑移微動磨損，導致管壁減薄[8-10]。

微動磨損可以分為純滑移、純沖擊、沖擊–滑移復合3種模式。由于純滑移模式研究相對較易開展，因此大部分研究集中于傳熱管這種模式的微動磨損行為。Xin等[11-13]研究了高溫水中徑向力對690TT/ 304SS微動磨損行為的影響，結(jié)果表明，隨徑向力的增加，磨損面積和寬度逐漸增加，不改變表面氧化物的類型，微動磨損機理為粘著磨損、磨粒磨損、材料轉(zhuǎn)移、摩擦氧化和剝層磨損的共同作用。他們還研究了690TT合金的微動磨損組織特性，結(jié)果表明，690TT合金的結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)變層（TTS）是由變形結(jié)構(gòu)的動態(tài)再結(jié)晶形成的，表面氧化物主要是由尖晶石結(jié)構(gòu)的氧化物組成，TTS層中的大量納米晶界提供了氧的擴散通道，從而導致了內(nèi)氧化物Cr2O3的形成。他們評估了頻率對690TT合金微動磨損行為的影響，結(jié)果表明，隨頻率的增加，磨損寬度、深度以及最大氧化物厚度逐漸增加，但不改變表面氧化物類型，增加頻率不僅能夠加速塑性變形以及接觸溫度，促進TTS層的形成，而且加速了磨屑的排除。Guo等[14]研究了位移幅值和徑向力對690TT/405SS微動磨損行為的影響，結(jié)果表明，隨位移幅值和徑向力的逐漸增加，磨損體積逐漸增加，但磨損系數(shù)先減小后保持恒定，材料的磨損機制由磨粒磨損逐漸轉(zhuǎn)變?yōu)閯儗幽p。針對沖擊或沖擊–滑移復合微動磨損，Ko等[15-16]對600鎳基合金和403不銹鋼傳熱管進行了研究，發(fā)現(xiàn)純滑動磨損大于純沖擊磨損，沖擊–滑移復合微動磨損大于純滑移和純沖擊磨損的程度。他們還發(fā)現(xiàn)，溫度越高，傳熱管的磨損程度越嚴重，沖擊載荷較小時，沖擊對磨損體積的影響很小，沖擊載荷較大時，才會引起較為嚴重的磨損。蔡振兵等[17-18]探討了690TT合金受微幅沖擊磨損的失效機理，結(jié)果發(fā)現(xiàn)，干態(tài)低載荷時，690TT合金管的磨損機制主要為氧化和剝落，載荷增大，損傷機制轉(zhuǎn)變?yōu)檠趸p和疲勞磨損。在水環(huán)境下，隨著載荷的增大，其損傷機制為疲勞磨損，水的潤滑作用有效地延長了材料的開裂時間。Park等[19]研究得到了高溫高壓水環(huán)境中690TT合金管沖擊–滑移復合微動磨損形貌的變化形式：氧化膜剝落階段—初始沖擊階段—能量積累階段—漸進剝層階段，并得到高溫下的磨損主要是剝層磨損。核電站傳熱管的微動磨損問題一直是業(yè)界重點關(guān)注的問題[20-21]，但是目前模擬核電站高溫高壓水環(huán)境中傳熱管沖擊–滑移復合微動磨損的研究相對較少，磨損規(guī)律和機理需進一步明確。

本文針對國產(chǎn)SG 690TT傳熱管，在模擬核電站高溫高壓水環(huán)境中開展沖擊–滑移復合微動磨損與純滑移磨損試驗，分析沖擊–滑移作用規(guī)律，采用掃描電子顯微鏡（SEM）、透射電子顯微鏡（TEM）等對微觀損傷組織結(jié)構(gòu)進行表征，對比分析并揭示690TT傳熱管的沖擊–滑移復合微動磨損規(guī)律和機理。

1 試驗

1.1 材料

試驗材料為690TT傳熱管，由寶銀特種鋼管有限公司生產(chǎn)，其屈服強度為355 MPa，拉伸強度為767 MPa，顯微硬度為176HV0.5，化學成分見表1。對磨材料為X6Cr13不銹鋼防振條。

表1 690TT傳熱管化學成分（質(zhì)量分數(shù)）

Tab.1 Chemical composition of 690TT SG tube (mass fraction) %

1.2 試驗樣品

采用線切割的方法，從原始傳熱管上切割出規(guī)格為17.48 mm ×1.01 mm×30 mm（外徑×壁厚×長度）的試樣，具體如圖1所示。防振條試樣尺寸如圖2所示。

圖1 傳熱管試樣取樣

圖2 防振條試樣尺寸

690TT傳熱管的顯微組織如圖3所示，為典型的等軸奧氏體孿晶顯微組織，且在晶界處分布著大量連續(xù)、半連續(xù)狀晶間碳化物，晶內(nèi)也有少量碳化物析出。

圖3 690TT傳熱管微觀組織

1.3 方法

本文所有微動磨損試驗均在280 ℃、5.8 MPa高溫蒸汽環(huán)境中開展，循環(huán)周次為20萬。其中，純滑移微動磨損試驗條件：壓緊力為100 N，滑移振幅為60mm，滑移頻率為30 Hz。沖擊–滑移復合微動磨損試驗包括2種，低磨損能量試驗：沖擊力為20 N，沖擊頻率為28 Hz，滑移振幅為25mm，滑移頻率為30 Hz；高磨損能量試驗：沖擊力為100 N，沖擊頻率為28 Hz，滑移振幅為60mm，滑移頻率為30 Hz。通過對比純滑移與沖擊–滑移復合微動磨損試驗結(jié)果，可以獲得沖擊對微動磨損行為的影響規(guī)律。通過對比低磨損能量和高磨損能量沖擊–滑移復合微動磨損試驗結(jié)果，可以獲得磨損能量對沖擊–滑移復合微動磨損行為的影響規(guī)律。

采用KEYENCE 3D形狀激光共聚焦顯微系統(tǒng)測量磨損體積，計算獲得平均磨損速率。采用帶有成分能譜分析功能的TESCAN VEGA 5136XM掃描電鏡觀察試樣的顯微組織，以及磨損試樣的表面和截面形貌。采用帶有成分能譜分析功能的透射電子顯微鏡（型號為F20）分析磨損區(qū)域的微觀結(jié)構(gòu)和成分分布。

2 結(jié)果及分析

2.1 純滑移微動磨損試驗

通過測量磨損體積損失，計算獲得純滑移條件下的平均磨損速率為88 μm3/s。磨損表面形貌和成分分布如圖4所示。圖4a中A、B點的化學成分見表3，其中A點在犁溝區(qū)域，B點在剝層區(qū)域?？梢钥闯?，犁溝區(qū)域占大部分面積，以基體金屬為主，存在部分氧化物；剝層區(qū)域面積較小，存在氧化物，且氧化物中Fe元素含量較高。圖4b為圖4a中心區(qū)域放大圖，可以看出明顯的犁溝特征。純滑移微動磨損機制為磨粒磨損與剝層磨損。

傳熱管磨痕截面的TEM分析結(jié)果如圖5所示?？梢钥闯?，傳熱管磨痕處可以分為2層，即外部的磨屑層（TBL）和內(nèi)部的結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)變層。其中，TBL層由多層磨屑層組成，磨屑層之間存在裂紋。磨屑層由厚變薄，存在被磨掉特征。從圖5a中I、II點的衍射分析可以看出，TBL層為多晶結(jié)構(gòu)。圖5b為TBL層成分分布面掃結(jié)果，由外向內(nèi)元素成分的線掃結(jié)果見圖5c?？梢钥闯?，TBL層內(nèi)部多層磨屑之間以及開裂處兩側(cè)的成分基本相同，均為氧化物顆粒，F(xiàn)e占主要成分，Ni和Cr含量低。從圖5d的高倍TEM照片中可以看出，TBL層中布滿了直徑約20 nm的顆粒，顆粒之間存在間隙。從圖5e中可以看出，靠近TBL層的TTS層內(nèi)，晶粒呈平行于界面的長條狀特征，并且隨深度增加，逐漸由納米晶向微米晶轉(zhuǎn)變。

圖4 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中壓緊力為100 N時的表面形貌及能譜

表3 圖4a中A、B點化學成分（質(zhì)量分數(shù)）

Tab.3 Chemical composition of the points A and B in Fig.4a (mass fraction) %

2.2 沖擊滑移微動磨損試驗

通過測量磨損體積損失，計算獲得低、高磨損能量條件下的平均磨損速率分別為140、519 μm3/s。690TT傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中，低、高磨損能量條件下，沖擊–滑移復合微動磨損形貌如圖6所示。可以看出，磨損表面均呈剝層脫落特征，未發(fā)現(xiàn)犁溝特征。高磨損能量條件下，表面脫落坑尺寸大，表面磨屑層裂紋多；低磨損能量條件下，剝層坑尺寸更小、更密，表面裂紋也較少，說明高磨損能量下磨損嚴重。

圖5 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中壓緊力為100 N時的截面TEM形貌及EDX能譜元素成分面分布、元素成分線分布

圖6 傳熱管在280 ℃蒸汽環(huán)境中低、高磨損能量作用下的SEM形貌

低磨損能量條件下，傳熱管磨痕截面的TEM分析結(jié)果如圖7所示。從圖7a中可以看出，傳熱管磨痕處由外向內(nèi)可以分為2層，分別為TBL層和TTS層。由于TTS層厚度大于制樣深度，因此未能看到基體層?；w表面被厚度約400 nm的磨屑層覆蓋，磨屑層內(nèi)部有裂紋，從表面向磨屑層內(nèi)部擴展，直至基體。從圖7a中A點的衍射分析可以得到，TBL層為多晶結(jié)構(gòu)。從圖7b的高倍TEM照片中可以看出，TBL層中布滿了直徑約20 nm的顆粒，顆粒之間存在較多的微裂紋。從圖7c中可以看出，在TBL層和TTS層界面處也存在很多微裂紋，并且靠近TTS層的磨屑顆粒呈平行于界面的長條狀，這與7a中B點衍射分析得到多晶衍射斑點的特征相符。在界面下方的TTS基體內(nèi)，可以看到基體發(fā)生變形，形成厚度約20 nm的長條狀晶粒。從圖7a中可以看出，隨著深度增加，基體晶粒逐漸由納米晶向微米晶轉(zhuǎn)變。

低磨損能量條件下的STEM成像圖見圖8a，TBL層分析元素成分分布結(jié)果見圖8b，從外向內(nèi)元素成分的線掃結(jié)果見圖8c。可以看出，磨屑層開裂處內(nèi)側(cè)和外側(cè)的成分基本相同，均為氧化物顆粒，F(xiàn)e占主要成分，Ni和Cr含量低。從Fe和Cr元素的分布可以看出，在TBL層中，元素分布不均勻，存在富Fe區(qū)和富Cr區(qū)，說明TBL層中納米級的氧化物主要由含F(xiàn)e氧化物組成，同時存在部分含Cr氧化物。

在高磨損能量條件下，傳熱管磨痕截面的TEM分析結(jié)果如圖9所示。從圖9a中可以看出，傳熱管磨痕處從外向內(nèi)可以分為2層，分別是TBL層和TTS層。TTS基體表面被厚度為500～2 500 nm的磨屑層覆蓋，磨屑層內(nèi)存在較多尺寸不一的裂紋。TTS靠近表面處為典型的細長晶粒，晶粒方向與TBL和TTS界面幾乎相同，越靠近基體，晶粒尺寸越大。從A點和B點的衍射分析可以看出，TBL層不同部位的多晶結(jié)構(gòu)相同。從圖9b、c中可以看出，TBL層中布滿了直徑從幾納米到幾十納米的顆粒，顆粒之間存在寬度達50 nm的大裂紋，同時存在很多幾納米的微裂紋。從圖9d中可以看出，在TBL層和TTS層界面處也存在很多微裂紋。在界面下方的TTS基體內(nèi)可以看到，基體發(fā)生變形，形成長條狀晶粒。從C點衍射特征可以分析出，該處晶粒尺寸較為細小，衍射斑由數(shù)個不同取向的晶粒組成。從圖9a中D點的衍射分析可以看出，TTS基體晶粒內(nèi)存在孿晶結(jié)構(gòu)。

圖7 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中低磨損能量條件下的截面TEM形貌

圖8 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中低磨損能量條件下的截面STEM形貌以及EDX面成分分布和線成分分布

圖10a為高磨損能量條件下傳熱管STEM成像圖，顏色較暗的是TBL層，顏色較亮的是TTS層?？梢钥闯觯琓BL層內(nèi)含有TTS層基體顆粒，并且部分TBL層嵌入到開裂TTS層內(nèi)。從元素成分分布結(jié)果（見圖10b）可以看出，TBL層內(nèi)主要由富Fe的氧化物組成，在外側(cè)顆粒之間存在明顯裂紋，部分顆粒內(nèi)Cr含量略高。內(nèi)側(cè)與TTS層交界處，主要為富Fe氧化物。在TTS層內(nèi)，存在嵌入的TSL層，該處中心為Fe的氧化物，外層氧化物則略微富Cr、明顯貧Ni。從圖10c中可以看出，由外到內(nèi)，TSL層和TTS層交替出現(xiàn)，在1 500 nm出現(xiàn)的TBL層表明磨屑侵入了TTS層。從元素成分看，TBL層均為氧化物，F(xiàn)e占主要成分，Cr含量有高有低，成分相差約10%（原子數(shù)分數(shù)），而Ni元素含量則很低。說明在TBL層中，元素分布不均勻，存在富Fe氧化物和富Cr氧化物。

從上述分析可知，磨損能量較大時，磨損程度嚴重，這與沖擊力和振幅增大有關(guān)。沖擊力增大，將引起接觸面積增大，每次沖擊時，材料變形嚴重，受到的切向力增加，使得傳熱管表面受到的磨損剪切力增大。在其他條件相同時，隨著載荷的增加，磨損程度嚴重?；瑒虞S的振幅越大，磨損體積越大。通常位移幅值較小時，微動磨損較輕微，位移幅值較大時，接觸區(qū)域較大，磨屑易被排出，磨損較嚴重。本試驗中，隨著位移幅值的增加，在頻率不變的情況下，滑動速度增大，相同的沖擊時間內(nèi)，磨損接觸區(qū)域面積增大，磨損能量較大，因此傳熱管磨損嚴重。

圖9 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中高磨損能量條件下的截面TEM形貌

2.3 沖擊在690TT傳熱管微動磨損行為中的作用

純滑移微動磨損時，傳熱管以磨粒磨損為主要磨損機制。從圖5的TEM截面圖中可以看出，純滑移磨損的磨屑層具有平行于基體表面分層的特征，分界線平直，這與傳熱管表面承受均勻往復運動載荷有關(guān)。在磨損過程中，表面氧化膜不斷被破壞進入到磨屑層，受到碾壓作用，破裂的氧化膜被擠碎，形成新的磨損層。與摩擦副接觸的磨屑層，受到切向力作用，使得磨屑層內(nèi)部產(chǎn)生近似平行表面的裂紋。由于磨損過程中磨屑層由機械作用碾壓而成，互相之間的結(jié)合力弱，而層與層之間的結(jié)合力更弱，因此裂紋從層與層之間擴展，當磨屑層累積到一定程度后，斷裂，脫落，形成磨蝕坑。

沖擊–滑移復合微動磨損時，與純滑移相比，傳熱管表面磨損形貌中的犁溝特征消失，主要表現(xiàn)為腐蝕磨損特征，即表面被氧化產(chǎn)物覆蓋，并伴有剝層脫落特征。當磨損能量較小時，磨屑層中存在較大的內(nèi)部裂紋；當磨損能量較大時，不僅磨屑層開裂脫落，基體金屬也發(fā)生開裂，磨屑進入基體內(nèi)，形成混合物。從TEM結(jié)果可以看出，不僅磨屑層內(nèi)部，而且磨屑層與基體都存在微小裂紋。從SEM形貌圖中可以看出，雖然二者表面磨屑層均為氧化物，但沖擊–滑移形式的磨屑層表面裂紋更多，更松散，易剝落。在高溫蒸汽環(huán)境中，傳熱管承受腐蝕作用，當形成的腐蝕產(chǎn)物被磨損掉后，新的氧化膜將快速形成，再被磨掉，循環(huán)進行，沖擊–滑移磨損將加速這一過程。在690TT傳熱管沖擊–滑移復合微動磨損試驗過程中，傳熱管受到?jīng)_擊后，與防振條分離，而下次沖擊時位置發(fā)生變化，附著力弱的磨屑層受沖擊影響可能脫落。同時，由于傳熱管表面受到?jīng)_擊力和剪切力的耦合作用，因此表面結(jié)合不致密的磨屑層更易受力脫落，無法形成有效厚度致密的磨屑層，從而導致沖擊–滑移磨損下磨損速率較高。綜上所述，在高溫蒸汽環(huán)境中，沖擊會顯著改變690TT傳熱管的微動磨損行為。因此，在分析傳熱管的服役過程時，應充分考慮純滑移、沖擊–滑移不同的磨損情況。

圖10 傳熱管在280 ℃高溫蒸汽環(huán)境中高磨損能量條件下的截面STEM形貌以及EDX面成分分布和線成分分布

3 結(jié)論

1）高溫蒸汽環(huán)境中，690TT傳熱管純滑移微動磨損機制為磨粒磨損與剝層磨損。磨痕區(qū)域由氧化物連續(xù)分布的外部磨屑層和以變形基體為主的內(nèi)部結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)變層組成，二者界面平直。

2）高溫蒸汽環(huán)境中，690TT傳熱管沖擊–滑移復合微動磨損機制為剝層磨損，未發(fā)現(xiàn)犁溝特征。磨痕區(qū)域由含有較多裂紋且含有脫落基體金屬的外部磨屑層和基體金屬變形嚴重的內(nèi)部結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)變層組成，二者界面交錯分布。

3）沖擊作用引起磨屑層脫落和基體開裂，是導致沖擊–滑移與純滑移微動磨損行為不同的原因。隨磨損能量的增加，沖擊作用增強，脫落和開裂行為增多，磨損程度增大。

[1] 劉錫榮, 張凱, 夏爽, 等. 690合金中三晶交界及晶界類型對碳化物析出形貌的影響[J]. 金屬學報, 2018, 54(3): 404-410.

LIU Xi-rong, ZHANG Kai, XIA Shuang, et al. Effects of Triple Junction and Grain Boundary Characters on the Morphology of Carbide Precipitation in Alloy 690[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2018, 54(3): 404-410.

[2] LEE T H, RYU K H, KIM H D, et al. Effect of Oxide Film on ECT Detectability of Surface IGSCC in Laboratory-Degraded Alloy 600 Steam Generator Tubing[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2019, 51(5): 1381-1389.

[3] CHOI W I, SONG G D, JEON S H, et al. Magnetite-Accelerated Stress Corrosion Cracking of Alloy 600 in Water Containing 100?ppm Lead Oxide at 315?℃[J]. Journal of Nuclear Materials, 2019, 522: 54-63.

[4] ZHANG P, LI J, YU H L, et al. An Experimental Study on the Fretting Wear Behavior of Inconel 600 and 690 in Pure Water[J]. Wear, 2021, 486-487: 203995.

[5] ZHANG Y S, MING H, TANG L, et al. Effect of the Frequency on Fretting Corrosion Behavior between Alloy 690TT Tube and 405 Stainless Steel Plate in High Temperature Pressurized Water[J]. Tribology International, 2021, 164: 107229.

[6] GUO K, TIAN C, WANG Y, et al. An Energy-Based Model for Impact-Sliding Fretting Wear between Tubes and Anti-Vibration Bars in Steam Generators[J]. Tribology International, 2020, 148: 106305.

[7] GUO Xiang-long, LAI Ping, LI Ling, et al. Progress in Studying the Fretting Wear/Corrosion of Nuclear Steam Generator Tubes[J]. Annals of Nuclear Energy, 2020, 144: 107556.

[8] HOLIAN B, GALLOWAY M, LEE S, et al. Regulation Generic Aging lessons Learned (GALL) Report[R]. USA: US Nulear Regulatory Commision, 2010.

[9] SMITH A, KARWOSKI K J. U.S. Operating Experience with Thermally Treated Alloy 600 Steam Generator Tubes[C]//Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering. Arlington: [s. n.], 2009.

[10] TANG Pan, MI Xue, ZHANG Jun, et al. Evolution of Wear Damage in 690 Alloy Tube Mated with 405 Stainless Steel Plate Due to Fretting Conditions[J]. Tribology International, 2021, 163: 107177.

[11] XIN L, YANG B B, WANG Z H, et al. Effect of Normal Force on Fretting Wear Behavior and Mechanism of Alloy 690TT in High Temperature Water[J]. Wear, 2016, 368-369: 210-218.

[12] XIN Long, YANG Bei-bei, LI Jie, et al. Microstructural Characteristics of Alloy 690TT Subjected to Fretting Corrosion in High Temperature Water[J]. Corrosion Science, 2017, 123: 116-128.

[13] XIN L, LU Y H, OTSUKA Y, et al. The Role of Frequency on Fretting Corrosion of Alloy 690TT Against 304 Stainless Steel in High Temperature High Pressure Water[J]. Materials Characterization, 2017, 134: 260-273.

[14] GUO Xiang-long, LAI Ping, TANG Li-chen, et al. Effects of Sliding Amplitude and Normal Load on the Fretting Wear Behavior of Alloy 690 Tube Exposed to High Temperature Water[J]. Tribology International, 2017, 116: 155-163.

[15] KO P L. Heat Exchanger Tube Fretting Wear: Review and Application to Design[J]. Journal of Tribology, 1985, 107(2): 149-156.

[16] KO P L, TAPONAT M C, ZBINDEN M. Wear Studies of Materials for Tubes and Antivibration Bars in Nuclear Steam Generators[J]. Journal of Pressure Vessel Technology, 1996, 118(3): 287-300.

[17] 張曉宇, 任平弟, 蔡振兵, 等. 300℃氮氣中交變載荷條件下Inconel 690合金的微動磨損特性[J]. 中國有色金屬學報, 2016, 26(3): 544-550.

ZHANG Xiao-yu, REN Ping-di, CAI Zhen-bing, et al. Fretting Wear Behavior of Inconel 690 Alloy under Alternating Load Conditions at 300 ℃ in Nitrogen Environment[J]. The Chinese Journal of Nonferrous Metals, 2016, 26(3): 544-550.

[18] 陽榮, 蔡振兵, 林映武, 等. 690合金管在室溫干態(tài)下的沖擊微動磨損特性研究[J]. 摩擦學學報, 2015, 35(5): 525-530.

YANG Rong, CAI Zhen-bing, LIN Ying-wu, et al. Investigation on Impact Fretting Wear Behavior of Alloy 690 Tube at Dry and Room Temperature[J]. Tribology, 2015, 35(5): 525-530.

[19] PARK C Y, LEE J K. Wear Scar Progression of Impact-Fretting at Elevated Temperature for Steam Generator Tubes in Nuclear Power Plants[J]. Key Engineering Materials, 2006, 326-328: 1251-1254.

[20] GUO Kai, HAN Zhong-li, WANG Yi-peng, et al. An Investigation of Impact-Sliding Behavior and Fretting Wear of Tubes Against Different Supports in Steam Generators[J]. Industrial Lubrication and Tribology, 2020, 72(10): 1295-1301.

[21] MI Xue, XIE Hai, TANG Pang, et al. Effect of Environmental Condition on the Chemical Behavior of 690 Alloy during Fretting Wear[J]. Tribology International, 2020, 146: 106202.

Effects of Impact on the Fretting Wear Behavior of Steam Generator Tubes

MEI Jin-na, HAN Yao-lei, WANG Peng, CAI Zhen

(Suzhou Nuclear Power Research Institute, Jiangsu Suzhou 215004, China)

The work aims to study the effects of impact on the fretting wear behavior of steam generator (SG) tubes in the nuclear power plants. Comparative tests of impact-sliding and pure sliding fretting wear were performed in the high temperature and high pressure steam to investigate the effects of impact on the fretting ear behavior of 690TT alloy SG tubes. By analyzing the difference of the microscopic damage structures and comparing the test results of low wear work and high wear work, the role of impact on fretting wear was clarified, and the impact-sliding fretting wear mechanism of the tubes was obtained. In high temperature and high pressure steam, compared with the pure sliding fretting wear, the impact-sliding fretting wear showed dominate characteristics of delamination without obvious furrow wear, indicating a delamination wear mechanism. The higher the wear work, the more the fallen-off wear debris layer and the matrix cracking caused by the impact, and the more serious the impact-sliding fretting wear. Impact changes the fretting wear behavior of SG tubes significantly. Accordingly, the different wear conditions of pure sliding and impact-sliding should be fully considered during the service assessment of SG tubes.

steam generator; fretting wear; impact-sliding; high temperature steam

TH117.1；TG146.1+5

A

1672-9242(2022)12-0104-09

10.7643/ issn.1672-9242.2022.12.015

2021–09–26；

2021–10–26

2021-09-26；

2021-10-26

江蘇省基礎(chǔ)研究計劃（自然科學基金）面上項目（BK20181177）；中國廣核集團尖峰計劃項目（3100129119）；國家科技重大專項（2019ZX06005003）

Natural Science Foundation of Jiangsu Province (BK20181177); Scientific Research and Innovation Project of China General Nuclear Power Group (3100129119); National Science and Technology Major Project of China (2019ZX06005003)

梅金娜（1981—），女，博士，高級工程師，主要研究方向為核電材料服役行為評價。

MEI Jinna (1981-), Female, Doctor, Senior engineer, Research focus: ageing behavior evaluation of nuclear materials.

梅金娜, 韓姚磊, 王鵬, 等. 沖擊對蒸汽發(fā)生器傳熱管微動磨損行為的影響研究[J]. 裝備環(huán)境工程, 2022, 19(12): 104-112.

MEI Jin-na, HAN Yao-lei, WANG Peng, et al. Effects of Impact on the Fretting Wear Behavior of Steam Generator Tubes[J]. Equipment Environmental Engineering, 2022, 19(12): 104-112.

責任編輯：劉世忠