压水堆核电站蒸汽发生器用690合金传热管的应力腐蚀行为及机理

The systematic study on the growing mechanism of the passive film and SCC mechanism of Alloy 690 is carried out on the basis of corrosion experiment in high temperature and pressure environments of nuclear power. Through investigating the effects of the impurity element, the fluid status of solution and stress state of material on the growth behavior of passive film, the deepen understanding of main factors on SCC of Alloy 690 can be got.The systematic study on the effect of microsture on mechanism of initiation and propagation of Alloy 690 in high temperature and pressure,combined with the microsture changes at the crack initiation and the crack tip, is done to deepen the understanding of the impact of microstructurre change on SCC. The determination of the evolutionary stages and the key factors of initiation and propagation of SCC, combined with the study of stress corrosion crack growth rate, is useful to establishment of safey evalution theory of SCC of Alloy 690. The subject not only provides the theoretical basis to optimize the performance of the domestic Alloy 690, the protection of heat transfer tubes and safety evalution, but al also improves the level of SCC in high temperature and pressure. The topics has the important practical value and theoretical significance.

本课题将在核电高温高压应力腐蚀试验研究基础上，对690合金的钝化膜生长机制和应力腐蚀机理开展系统研究，通过溶液中杂质元素、溶液流体状态和材料受力状态对钝化膜生长行为影响的研究，进一步加深690合金应力腐蚀主要影响因素的认识；系统开展微观组织结构对690合金在核电高温高压环境中应力腐蚀裂纹萌生与扩展的影响机制，结合裂纹萌生处以及裂纹尖端处显微组织变化，进一步加深微观组织变化对应力腐蚀影响的认识；确定核电高温高压环境中690合金应力腐蚀裂纹萌生和扩展不同演化阶段及其关键影响因素，结合应力腐蚀裂纹扩展速率的研究，建立690合金应力腐蚀裂纹扩展的安全评价理论。该课题不仅能为国产690合金的性能优化、传热管防护及安全评价提供更完善的理论依据，而且能提高高温高压环境应力腐蚀的研究水平，具有重要的实际工程价值和理论意义。

本课题在模拟核电高温高压腐蚀环境下，对690 合金的钝化膜生长机制和应力腐蚀机理及其影响因素开展系统研究。主要研究了Pb等杂质元素对690合金腐蚀行为影响；开展环境介质流体状态及材料受力状态等对690合金管钝化膜生长影响的研究；研究了690合金不同变形量下样品的微区电化学行为以及应力腐蚀规律和机制。.结果表明：690TT合金在模拟一回路水环境中浸泡后氧化膜由外层分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物，中间层致密的富含Cr的尖晶石结构的小颗粒氧化物和内层均匀连续的富含Cr的氧化物构成，因此中间层和内层的氧化物才能对基体起到良好的保护作用。Pb的存在导致690合金的腐蚀速率加快，并且掺杂在腐蚀产物膜中使得钝化膜的保护性变差，裂纹中腐蚀产物与基体膨胀系数的差异使得裂纹快速扩展从而导致穿晶型应力腐蚀裂纹形成。.采用恒载荷和慢应变速率拉伸实验方法研究了690合金在核电一回路水环境中的应力腐蚀行为，结果表明690合金在经历 2100 h 的恒载荷应力腐蚀试验后未发生明显的应力腐蚀开裂现象；690合金管不同的内外表面的状态造成内外表面腐蚀形貌差异明显；慢应变速率拉伸断口表现为脆性断裂和韧性断裂的混合模式，690 合金在较低应变速率条件下具有更高的应力腐蚀敏感性。.经固溶处理后所有690合金试样均为充分再结晶的等轴晶粒，碳化物沿晶界不连续或半连续析出，同时晶内存在少量的碳化物。1090 ℃ 固溶温度处理后的690合金试样具有更明显的应力腐蚀敏感性，无论裂纹数量和深度都比1100 ℃的固溶处理后的690合金的更大。.对不同变形量的690合金进行EBSD、电化学测试和浸泡分析研究，结果表明25%变形量的690合金样品的Σ3晶界所占的比例比50%变形量的样品要高10%；25%变形量合金试样在高温高压下浸泡200 h后腐蚀产物膜内层颗粒细小且均匀紧密层较厚，具有更好的耐应力腐蚀性能。.研究表明三道次轧制的690 合金管材比二道次轧制的样品具有更高Σ3 晶界比例和低铜织构组织具有更优异的耐应力腐蚀性能。