690合金熱處理制度與耐蝕性能關(guān)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(jí)部件。我國(guó)能源缺口很大，需要大力發(fā)展核電，對(duì)這種鎳基合金的需求量很大，而至今我國(guó)核電站蒸汽發(fā)生器換熱管材全部依賴進(jìn)口。為了我國(guó)戰(zhàn)略安全，需要自行研制690合金。
　　 本論文設(shè)計(jì)了同種熱處理溫度不同熱處理時(shí)間、不同熱處理溫度相同熱處理時(shí)間的時(shí)效熱處理的690合金的晶間腐蝕、應(yīng)力腐蝕、點(diǎn)蝕研究方案，對(duì)690合金的熱處理制度與其耐蝕性能的相關(guān)性進(jìn)行了研究，同時(shí)探

2、討了690合金的耐蝕性機(jī)理研究。
　　 采用電化學(xué)動(dòng)電位雙環(huán)再活化法(DL-EPR)、硝酸煮沸法、動(dòng)電位電化學(xué)阻抗法(DEIS)對(duì)690合金進(jìn)行耐晶間腐蝕性能研究，并用金相顯微鏡(OM)、掃描電鏡(SEM)對(duì)腐蝕后的試樣形貌進(jìn)行觀察，在所研究的熱處理時(shí)間和溫度范圍內(nèi)，690合金隨著時(shí)效熱處理時(shí)間的延長(zhǎng)或溫度的升高，其耐晶間腐蝕性能會(huì)迅速增強(qiáng)，當(dāng)熱處理時(shí)間或熱處理溫度達(dá)到一定值時(shí)，耐晶間腐蝕性能達(dá)到最高，不再隨著熱處理時(shí)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(yīng)變速率拉伸試驗(yàn)法(SSRT)對(duì)690合金進(jìn)行耐應(yīng)力腐蝕開(kāi)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(zhì)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(zhì)中的抗拉強(qiáng)度和屈服強(qiáng)度與在空氣中相比有少量下降，耐應(yīng)力腐蝕性能與熱處理制度關(guān)系不大。
　　 采用電化學(xué)法對(duì)690合金耐點(diǎn)蝕性能進(jìn)行了研究，715℃熱處理15h以上(15～50h)試樣的耐點(diǎn)蝕性能好，熱處理2h試樣的耐點(diǎn)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(diǎn)蝕性能受熱處理溫度(650℃～850℃)的影響不大。
　　 通過(guò)用透射電子顯微鏡(TEM)、X射線光電子

5、能譜儀(XPS)和電化學(xué)儀對(duì)690合金的內(nèi)部結(jié)構(gòu)、成分和表面鈍化膜成分、結(jié)構(gòu)進(jìn)行了研究。得出690合金晶界處產(chǎn)生碳化物Cr23C6，隨著熱處理溫度的升高(650℃～850℃)，碳化物形狀由細(xì)長(zhǎng)、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(jié)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(zhuǎn)變電位都為0.08V和0.60V。試樣表面有雙層半導(dǎo)體膜，負(fù)于0.08V表面膜是較穩(wěn)定的n型半導(dǎo)體α-FeOOH，0.08V～0.60V間可能是不穩(wěn)定的n型半導(dǎo)體γ-FeOOH，正于0.60V是p型半導(dǎo)體為Cr2O3或CrO2。同時(shí)隨著時(shí)效熱處理時(shí)間的增加(0～50h)，鈍化膜的空間電荷層電容Csc先變小，當(dāng)達(dá)到20h后又變大，說(shuō)明在715℃下時(shí)效熱處理10～15h的690合