核電蒸汽發(fā)生器用690和800合金傳熱管腐蝕性能研究.pdf

1、690和800合金由于具有良好的力學性能和耐腐蝕性能常用于PWR核電站蒸汽發(fā)生器管材料，然而其服役過程中仍存在應力腐蝕、晶間腐蝕和點蝕等腐蝕損傷問題。受實驗設備和技術的限制，當前國產(chǎn)蒸汽發(fā)生器管的服役損傷數(shù)據(jù)十分缺乏，相關腐蝕機理的認識也難以深入。本文主要利用原位電化學測量技術結合非原位SEM觀察研究了Pb對國產(chǎn)690合金管在沸騰濃堿溶液中電化學腐蝕行為的影響。運用標準晶間腐蝕和C型環(huán)應力腐蝕實驗方法研究了熱處理條件對國產(chǎn)690合金管抗

2、晶間腐蝕和應力腐蝕開裂性能影響。同時評價了國產(chǎn)800合金管與國外商用800合金管點蝕和晶間腐蝕性能差異，主要研究結果如下:
　　 發(fā)現(xiàn)含PbO溶液中，690合金管活性溶解速度增加，一次鈍化電流密度增加，膜電阻降低，鈍化膜致密性變差。同時含PbO溶液中，690合金管二次鈍化電位區(qū)間減小，氧化膜形貌和組成改變。
　　 690合金管內(nèi)外表面存在細晶層，提高固溶溫度，細晶層厚度減小并消失，但管材內(nèi)部晶粒尺寸的不均勻性沒有改善。管

3、材表面的細晶層導致其抗晶間腐蝕性能降低。固溶溫度為1120℃時，管材抗晶間腐蝕性能最好。
　　 690合金管在沸騰50 wt.％NaOH溶液無應力腐蝕發(fā)生。固溶溫度、外加電位和PbO含量對其抗應力腐蝕性能均無影響。采用恒電位極化時，690合金管表面有明顯的氧化膜生成，溶液中的PbO對氧化膜形貌和組成有明顯影響。
　　 久立800合金管點腐蝕速率和點蝕坑密度低于相應的Valinox800合金管，但單個點蝕坑面積和深度略高于