Inconel690镍基合金在模拟核电高温水中成膜特征的原位研究

镍基合金Inconel 690是制造压水堆核电站关键设备-蒸汽发生器传热管的重要材料，其在高温高压水服役环境中腐蚀产物膜的形成机制及其与环境失效起始之间的关系是尚未解决的问题。本项目以进口和国产蒸汽发生器传热管用690合金为研究对象，运用高温在线拉曼分析与电化学测量技术，原位研究690合金在模拟压水堆高温水中的钝化和成膜行为，获取腐蚀产物膜的成分、结构、结晶度、导电性能等的原位信息，考察温度、水化学（溶解氢、Zn、Pb等）和材料表面初始状态（粗糙度、预存膜、加工硬化层等）对合金成膜特征的影响，结合腐蚀产物膜的非原位表面和微观分析，揭示690合金在压水堆高温水中的腐蚀机制及其与环境损伤的可能关系。研究结果能促进核电关键设备材料环境腐蚀失效理论的发展，同时可为我国压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料的国产化提供参考依据。