690合金晶界结构对合金元素在晶界处偏聚的影响

Ni-based Alloy 690 is known to preserve its excellent mechanical and corrosion properties even at elevated temperature, and therefore used as steam generator tubes in pressurized water reactor nuclear power plant. However, further improvement of the service life and performance of Alloy 690 should be considered because of the demanding of the nuclear energy industry. It is known that the steam generator tube materials generally suffer intergranular attacks if they are used in aggressive environments. Grain boundary engineering can introduce high proportional low Σ coincidence site lattice (CSL) grain boundaries, and then enhance the grain boundary related properties of materials. This project aims to study the grain boundary segregation features of grain boundary engineeringed Alloy 690 using atom probe tomography, in order to clarify the different segregation features of different low ΣCSL grain boundaries. Investigation of the effects of solute atoms segregated at grain boundaries on the nucleation and precipitation of grain boundary carbides can clarify the reasons why the carbides precipitated at grain boundaries with various characters behave different morphology. Combining with the intergranular corrosion results, the effects of grain boundary composition on the intergranular corrosion resistance of materials can be revealed. The results of this project are expected to not only clarify the effect of grain boundary characters on the grain boundary segregation features, and provide the influence mechanism of grain boundary engineering on the grain boundary related properties of materials, and provide scientific basis of the heat treatment process to obtain better corrosion resistance of nickel based alloys and austenitic stainless steels, but also provide scientific data for the study of the precipitation behaviors of grain boundary precipitates.

镍基690合金具有优良的耐腐蚀性能和综合力学性能，被广泛用做压水堆核电站的蒸汽发生器传热管材料。随着核电站寿命的延长，由690合金做成的传热管在服役的后期极有可能出现沿晶界的腐蚀失效问题。晶界工程处理后的690合金中存在高比例的低Σ重位点阵晶界，显著提高了其与晶界相关的性能。本项目拟利用原子探针层析等技术研究晶界工程处理的690合金时效后合金元素在晶界处的偏聚规律，明确合金元素在不同类型晶界处偏聚规律的差异，探讨这种差异对晶界碳化物形核与长大的影响，阐明引起不同类型晶界处碳化物形态区别的原因，结合晶间腐蚀实验，揭示晶界成分对材料耐晶间腐蚀性能的影响。本项目的研究结果预期不仅可以探明晶界结构对合金元素在晶界处偏聚规律的影响，获得晶界工程处理对材料与晶界相关性能的影响机制，为研究提高镍基合金与奥氏体不锈钢耐腐蚀性能的热处理工艺提供科学依据，还能为研究晶界处第二相的析出行为提供数据参考。

各种原子在晶界、相界面处的析出对材料与晶界相关的性能及第二相析出长大机制等有明显的影响。本项目选取了多种合金进行不同工艺的热处理，对各种原子在不同类型晶界处、相界面处进行了系统的研究，分析各种原子偏聚规律的影响因素，在Inconel 600，690合金中系统的研究了时效热处理、晶界类型对碳化物析出及演化规律的影响，获得的主要研究结果如下：.1．在690合金中观察到非共格孪晶界（Σ3i晶界）处无晶界偏聚现象，明确了晶界结构对偏聚规律的影响。定量分析了碳化物析出早期的成分分布，观察到C，B，P，Cr会富集在碳化物内，Si会偏聚在碳化物与基体的界面处，这对碳化物的生长机制研究具有科学意义。观察到碳化物附近约10 nm的贫铬区，是其它手段无法观察到的，这对研究碳化物对材料耐晶间腐蚀性能的研究有借鉴意义。.2．在600、690合金中建立了晶界类型-时效时间-碳化物形貌之间的对应规律，晶界碳化物的尺寸及生长速度随着晶界Σ值的增加而增加，非共格Σ3晶界两侧会有棒状碳化物析出，Σ9晶界一侧会有棒状碳化物析出，Σ27晶界与随机晶界处析出碳化物形貌相似且尺寸最大，当三个不同类型晶界相遇后，它们会相互影响碳化物的析出规律。在600合金中明确了两种碳化物的分布规律：M7C3会在随机晶界处析出，M23C6会在低ΣCSL晶界处析出。对碳化物的析出机制的系统研究，为今后研究如何控制碳化物析出及析出形貌提供理论基础。.3．系统分析了J75析出强化奥氏体不锈钢中界面结构-时效时间-偏聚规律至今的对应关系，明确了界面结构对偏聚规律的重要性。P，B，C会在所有类型的界面处偏聚，Si只在长时时效后会偏聚。所有元素的偏聚倾向都是：晶界＞η/γ相界面＞γʹ/γ相界，时效时间对各元素的偏聚规律影响不大，析出相的演化是影响偏聚规律的主要因素。实验结果对研究界面化学、第二相析出长大机制具有科学意义。.4.分析了LT24铝合金中相界面与晶界间的偏聚规律。析出相与基体之间的界面处没有元素偏聚，Mg、Si、Cu在晶界处偏聚，在晶界处的偏聚规律与晶粒内部的相反， Cu的偏聚倾向远大于Si和Mg，晶界处Cu的含量达到基体Cu含量的45倍。这对新型铝合金成分设计具有借鉴意义。.以上研究结果对进一步研究如何提高镍基合金和奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀问题具有借鉴意义，对研究析出强化合金的析出相长大机制及强化机理具有科学意义。