压水堆核电站蒸汽发生器传热管600合金应力腐蚀开裂机理

摘要

该文简要综述了６００合金在ＰＷＲ核电站一次侧和二次高温水中应力腐蚀开裂（ＳＣＣ）的主要影响因素，机理和模型，在某些条件下，提出的模型可以较好地预测ＳＣＣ的裂纹扩展速率（ＣＧＲ），看来用单一的机理不能解释６００合金的ＳＣＣ的复杂细节。