690合金熱處理制度與耐蝕性能關系研究.pdf

1、690合金是現(xiàn)役民用核電站蒸汽發(fā)生器換熱管用材料，蒸汽發(fā)生器是核電站一級部件。我國能源缺口很大，需要大力發(fā)展核電，對這種鎳基合金的需求量很大，而至今我國核電站蒸汽發(fā)生器換熱管材全部依賴進口。為了我國戰(zhàn)略安全，需要自行研制690合金。
　　 本論文設計了同種熱處理溫度不同熱處理時間、不同熱處理溫度相同熱處理時間的時效熱處理的690合金的晶間腐蝕、應力腐蝕、點蝕研究方案，對690合金的熱處理制度與其耐蝕性能的相關性進行了研究，同時探

2、討了690合金的耐蝕性機理研究。
　　 采用電化學動電位雙環(huán)再活化法(DL-EPR)、硝酸煮沸法、動電位電化學阻抗法(DEIS)對690合金進行耐晶間腐蝕性能研究，并用金相顯微鏡(OM)、掃描電鏡(SEM)對腐蝕后的試樣形貌進行觀察，在所研究的熱處理時間和溫度范圍內，690合金隨著時效熱處理時間的延長或溫度的升高，其耐晶間腐蝕性能會迅速增強，當熱處理時間或熱處理溫度達到一定值時，耐晶間腐蝕性能達到最高，不再隨著熱處理時間或溫度的

3、升高而增加。篩選出的耐晶間腐蝕性能優(yōu)良的690合金熱處理制度為1090℃固溶處理2min，然后在715℃處理10h或在750℃處理2h。
　　 采用慢應變速率拉伸試驗法(SSRT)對690合金進行耐應力腐蝕開裂研究，690合金在室溫空氣中拉伸為韌性斷裂，而在沸騰的42％MgC12+2％PbCl2溶液中拉伸試樣仍為脆性斷裂，在此介質中拉伸試樣斷裂是由許多裂紋共同作用，最終一條或幾條裂紋發(fā)展并使試樣斷裂，斷口與拉伸方向成45°角。6

4、90合金試樣在介質中的抗拉強度和屈服強度與在空氣中相比有少量下降，耐應力腐蝕性能與熱處理制度關系不大。
　　 采用電化學法對690合金耐點蝕性能進行了研究，715℃熱處理15h以上(15～50h)試樣的耐點蝕性能好，熱處理2h試樣的耐點蝕性能隨著熱處理溫度(650℃～850℃)的升高而逐漸上升，而熱處理10h試樣的耐點蝕性能受熱處理溫度(650℃～850℃)的影響不大。
　　 通過用透射電子顯微鏡(TEM)、X射線光電子

5、能譜儀(XPS)和電化學儀對690合金的內部結構、成分和表面鈍化膜成分、結構進行了研究。得出690合金晶界處產生碳化物Cr23C6，隨著熱處理溫度的升高(650℃～850℃)，碳化物形狀由細長、連續(xù)變得粗大、不連續(xù)，晶界附近的貧鉻現(xiàn)象逐漸消失。試樣中存在較多的孿晶和滑移帶。
　　 由Mott-Schottky（莫特-肖特基）曲線以及XPS結果得出:不同熱處理的690合金試樣在50℃的2mol/LH2SO4+0.001mol/LK

6、SCN溶液中Mott-Schottky曲線中線性段的斜率發(fā)生轉變電位都為0.08V和0.60V。試樣表面有雙層半導體膜，負于0.08V表面膜是較穩(wěn)定的n型半導體α-FeOOH，0.08V～0.60V間可能是不穩(wěn)定的n型半導體γ-FeOOH，正于0.60V是p型半導體為Cr2O3或CrO2。同時隨著時效熱處理時間的增加(0～50h)，鈍化膜的空間電荷層電容Csc先變小，當達到20h后又變大，說明在715℃下時效熱處理10～15h的690合