高温含铅碱液中690TT合金氧化膜的耐蚀性能

利用静态高压釜,在330℃的10%NaOH+10 g/L PbO腐蚀介质中,对690TT合金进行5～60 d的浸泡实验,结果表明:690TT合金氧化膜由NiO、NiFe<,2>O<,4>和NiCr<,2>O<,4>构成.合金的氧化膜分层,靠近基体的腐蚀产物为混杂的富Cr和富Ni氧化物,是沿晶腐蚀和表面均匀腐蚀综合作用所致.中间层主要以NiCr<,2>O<,4>为主,外层是NiFe<,2>O<,4>以及NiO<,0>氧化膜同时具有n型和P型半导体特征,内层富Cr的氧化物为p型半导体,而外层富Fe的氧化物为n型半导体.     

划伤690TT合金在高温含氧水中应力腐蚀裂纹萌生的研究

利用划伤技术研究了690TT合金在325 ℃高温含氧硼锂水中的裂纹萌生和生长情况。试样表面和截面显微分析的结果表明,划伤沟槽底部局部萌生了典型的沿晶应力腐蚀裂纹。由于应力集中,在慢速率拉伸阶段划伤沟槽底部产生了机械裂纹,而机械裂纹成为恒载过程中690TT合金沿晶应力腐蚀裂纹萌生和生长的先导。尖端非常接近晶界或者沿着晶界的机械裂纹可继续形成沿晶应力腐蚀裂纹。690TT合金在恒载荷条件下对应力腐蚀开裂仍有一定的敏感性。     

690TT合金在特殊环境下的腐蚀问题

在广泛的电厂运行及实验室研究基础上,690TT合金被证明是目前最佳的蒸汽发生器（SGs）管材之一,690TT合金的使用有效地提高了PWR蒸汽发生器的可靠性,因而成为在役第二代核电站中最常用的传热管管材,并将大量应用于第三代商用核电厂。然而在水质恶化以及随服役时间的增加,690TT合金不可避免的也会遭遇腐蚀。本文对690TT合金使用安全性造成潜在威胁的脱合金成分腐蚀（Cr贫化）、铅致应力腐蚀破裂（PbSCC）、低价硫应力腐蚀开裂（Sy-SCC）的情况加以较详细的介绍。     

表面状态对690TT合金腐蚀及应力腐蚀行为的影响

采用扫描电镜、原子力显微镜和表而粗糙度测量仪对具有不同表面状态的690TT合金表面形貌进行了表征与比较。采用零电荷电位测量、动电位扫描和电化学快慢扫描等方法对不同的690TT合金的腐蚀行为进行了比较。结果表明,与机械抛光样品相比较,打磨样品表面起伏较严重,拥有更大的表面粗糙度值;在相同的腐蚀环境中,打磨样品比机械抛光样品表现出更大的腐蚀速度和更高的应力腐蚀开裂敏感性。分析认为,单纯的表面较大粗糙度和残余应变均能够促进690TT合金的腐蚀。实验中打磨690TT样品表现出的较高腐蚀速度和应力腐蚀开裂敏感性是由其较大的表面粗糙度和表面残余应变综合影响结果。     

铅对划伤690合金应力腐蚀行为的影响

采用扫描电镜(SEM),背散射电子衍射(EBSD)和透射电镜(TEM)研究了划伤690合金在330℃含铅碱溶液和高纯水中的应力腐蚀开裂(SCC)行为。结果表明:划伤过程使690合金局部产生严重变形区,该区域初始晶粒出现细化;在330℃含铅碱溶液中浸泡后试样划伤侧边出现沿机械孪晶界生长的应力腐蚀裂纹束;在高温高纯水中持续浸泡后,已有裂纹仍快速向基体延伸。材料表面或裂纹路径残留的微量铅仍促进SCC裂纹或裂纹束持续快速生长。     

蒸气发生器用690TT合金的组织结构和腐蚀性能

蒸汽发生器(SG)管子破坏的最主要原因是一次侧应力腐蚀裂纹SCC(ID),二次侧应力腐蚀裂纹SCC(OD)或晶间腐蚀(IGA)也是管子破坏的重要原因,总的说来,腐蚀问题是导致80%以上管子破损的原因。对690TT合金的应力腐蚀和晶间腐蚀进行了试验,另外对其组织及断口等也进行了分析。     

690合金的成分和显微组织对腐蚀行为的影响

研究了碳、磷、铝、钛等元素和不同热处理制度对690合金显微组织和晶间腐蚀、应力腐蚀性能的影响.结果表明,690合金中碳、磷含量提高均明显恶化其晶间腐蚀性能,合金中添加铝、钛元素提高其晶间腐蚀抗力.但碳、磷、铝、钛元素对合金在290℃50%NaOH溶液中的抗应力腐蚀性能有不同影响.合金固溶处理后进行时效处理,沿晶析出细小而连续的碳化物沉淀,可阻止应力腐蚀裂纹扩展。     

690TT合金划痕显微组织及划伤诱发的应力腐蚀

测试表明,690TT合金划痕周围形成了加工硬化区,范围可达100μm.TEM及EBSD-OIM组织观察发现,划痕沟槽处的基体组织出现了一定程度的纳米化.在330℃碱溶液中的浸泡实验表明,划伤诱发了690TT合金应力腐蚀裂纹的萌生和扩展.划伤过程中形成的变形晶界、孪晶界以及产生的微观裂纹成为应力腐蚀裂纹优先萌生的位置.Pb的存在使氧化膜变得疏松,加速了基体的溶解和氧化.随着溶液中Pb含量的增加.划伤诱发的应力腐蚀裂纹长度随之增加.690TT合金表面划伤严重降低了材料抵抗应力腐蚀开裂的能力.     

Cl~-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响

采用扫描电子显微镜和X射线衍射仪研究了Cl-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响。研究表明:690合金内外表面状态对其腐蚀形貌有显著影响,Cl-使得表面形成的钝化膜不均匀,出现较多的点蚀坑。溶液中的Cl-能够影响腐蚀产物膜的结构。当溶液中不含有Cl-时,腐蚀产物膜为双层结构,外层腐蚀产物为颗粒状;当溶液中含有Cl-时,腐蚀产物膜具有单层结构。XRD结果表明:两种环境中的钝化膜产物主要由Cr2O3、NiFe2O4、NiO等氧化物组成,但含Cl-条件下的氧化物较少。     

690合金在NaCl溶液中的电化学行为研究

利用动电位极化曲线、电化学阻抗谱和电流-时间响应曲线对690合金在NaCl溶液中的电化学行为进行了研究。结果表明,690合金在不同浓度的NaCl溶液中均表现出阳极钝化现象,腐蚀速率随NaCl浓度的升高而增加。钝化后690合金的耐蚀性提高,在1%NaCl溶液中生成的钝化膜较致密。钝化时间小于1096 s时690合金在0.1%NaCl中的腐蚀电流密度低于其在1%NaCl中的腐蚀电流密度,当钝化时间大于1096 s时690合金在0.1%NaCl中的腐蚀电流密度反而高于其在1%NaCl中的腐蚀电流密度。     

压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究

    采用U型弯曲试样研究了高、低温工厂退火状态的压水堆蒸汽发生器（SG）商用化600合金管在330℃、含10g/L PbO的10%NaOH高温水溶液中的应力腐蚀开裂（SCC）行为.结果表明,在氢浓度很高时,600合金表现为较严重的晶间腐蚀（IGA）,最大侵蚀深度约270μm;没有观察到明显的应力腐蚀开裂,腐蚀晶界中有铅的沉积;冷拉预变形、退火温度对材料的腐蚀和应力腐蚀行为的影响不明显.     

Intergranular attack and intergranular stress corrosion cracking of Alloy 690 TT in high temperature lead‐containing caustic solution

Immersion tests were carried out in high temperature lead‐containing caustic solution in a static autoclave. The results showed samples with three surface statuses of Alloy 690 TT suffered from intergranular attack (IGA) after immersion in 10% sodium hydroxide (wt%) with 10 g/L of litharge at 330 °C for different times. With the increasing immersion time, IGA became more severe. Wire cutting samples had the most serious IGA, ground samples followed and electro‐polished samples had the slightest IGA. IGA had developed into IGSCC only in wire cutting samples due to the existence of residual stress. All the specimens at different immersion time tests lost weight. To the same cold‐work samples, with the increasing immersion time, the weight loss increased. No IGA was found in 10% sodium hydroxide solution at 330 °C after 720 h immersion. When adding 100 ppm litharge into 10% sodium hydroxide solution, slight IGA was produced. IGA became more serious and the weight loss of the specimens with three surface statuses increased with the increase of lead concentration. As the results of 1% sodium hydroxide solution containing 10 g/L litharge and 4% sodium hydroxide solution containing 10 g/L litharge at 330 °C for 720 h immersion tests, only slight IGA occurred and the weight of samples with three surface statuses increased. The pH value played an important role in lead‐induced corrosion in caustic solution.     

硼酸缓冲溶液中Clˉ浓度和温度对690合金腐蚀行为的影响

在硼酸缓冲溶液中,采用动电位极化、电化学阻抗谱(EIS)和半导体电容分析方法分别研究了Clˉ浓度(0.5-2 mol/L)和溶液温度(25-80℃)对690合金腐蚀行为的影响,并结合AFM,XPS及电位-pH图分析了钝化膜层的腐蚀产物.结果表明,不同Clˉ浓度和温度的溶液中,690合金均表现出沿晶腐蚀和二次钝化的特征....     

TiN夹杂物对690合金管在高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀行为的影响

利用TEM和SEM观察了690合金管中TiN夹杂物的存在形式及其分布状态,通过高温高压电化学实验和应力腐蚀浸泡实验研究了690合金管在高温高压水溶液中的腐蚀和应力腐蚀行为.TiN是690合金管中一种主要的夹杂物,随机分布在奥氏体基体中.模拟压水堆核电站一回路水化学条件的高温高压电化学实验及能谱测试表明,点蚀优先发生在690合金管中含Ti夹杂物处.高温高压含Pb碱溶液中的应力腐蚀浸泡实验显示,690合金管表面的TiN和基体结合处的基体侧是优先发生腐蚀的位置,分布在晶界上的TiN和基体结合处发生腐蚀后容易导致局部应力集中,从而诱发沿晶应力腐蚀开裂.     

不同镍基堆焊材料在高温高压水中的应力腐蚀行为研究

通过U弯浸泡实验研究了电渣焊600合金、电渣焊690合金和埋弧焊690合金三种材料的应力腐蚀行为。研究结果表明:模拟压水堆核电站一回路水化学工况,温度为325℃,压力为15.8 MPa,溶液中含1.5×10~(-3)B、2.3×10~(-6)Li、2.5×10~(-6)H_2,浸泡1193 h后,电渣焊600合金、电渣焊690合金和埋弧焊690合金样品均未发生应力腐蚀开裂。在温度为330℃,压力为11 MPa,含10 mass%NaOH的高温高压强碱溶液中,电渣焊600合金样品浸泡720 h后发生了应力腐蚀开裂,最大裂纹长度为835μm;浸泡1440 h后,裂纹进一步扩展,达到1135μm,具有典型的沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)特征;电渣焊690合金样品经过1440h浸泡后,表面萌生长度为0.3μm到1.15μm不等的微裂纹;埋弧焊690合金样品经过1440 h浸泡后未发生应力腐蚀开裂。     

电解抛光态690TT合金经不同时间浸泡后表面氧化膜结构分析

利用AFM,SEM,TEM,EDS及XPS分析了电解抛光处理690TT合金在含B和Li,充H_2的高温高压水溶液中经不同时间浸泡后表面生长氧化膜的微观结构.结界表明,从短期氧化到长期氧化,氧化膜表面形貌变化不明显;氧化膜主要由具有尖晶石结构的氧化物和单质Ni构成.浸泡720,1440和2160h后,氧化膜均由外层、中间层和内层构成:外层是分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物;中间层是疏松的富含Ni的尖晶石结构的针状氧化物;内层是连续致密的富Cr氧化物.仅氧化膜中的内层氧化物能对基体起到良好的保护作用.电解抛光处理不利于690TT合金表面保护性氧化膜的快速生长.浸泡至2160 h后,氧化膜依然缺乏保护性.内层氧化膜的平均生长速率并未显著降低.