核電蒸汽發(fā)生器用690和800合金傳熱管腐蝕性能研究.pdf

1、690和800合金由于具有良好的力學(xué)性能和耐腐蝕性能常用于PWR核電站蒸汽發(fā)生器管材料，然而其服役過程中仍存在應(yīng)力腐蝕、晶間腐蝕和點(diǎn)蝕等腐蝕損傷問題。受實(shí)驗(yàn)設(shè)備和技術(shù)的限制，當(dāng)前國(guó)產(chǎn)蒸汽發(fā)生器管的服役損傷數(shù)據(jù)十分缺乏，相關(guān)腐蝕機(jī)理的認(rèn)識(shí)也難以深入。本文主要利用原位電化學(xué)測(cè)量技術(shù)結(jié)合非原位SEM觀察研究了Pb對(duì)國(guó)產(chǎn)690合金管在沸騰濃堿溶液中電化學(xué)腐蝕行為的影響。運(yùn)用標(biāo)準(zhǔn)晶間腐蝕和C型環(huán)應(yīng)力腐蝕實(shí)驗(yàn)方法研究了熱處理?xiàng)l件對(duì)國(guó)產(chǎn)690合金管抗

2、晶間腐蝕和應(yīng)力腐蝕開裂性能影響。同時(shí)評(píng)價(jià)了國(guó)產(chǎn)800合金管與國(guó)外商用800合金管點(diǎn)蝕和晶間腐蝕性能差異，主要研究結(jié)果如下:
　　 發(fā)現(xiàn)含PbO溶液中，690合金管活性溶解速度增加，一次鈍化電流密度增加，膜電阻降低，鈍化膜致密性變差。同時(shí)含PbO溶液中，690合金管二次鈍化電位區(qū)間減小，氧化膜形貌和組成改變。
　　 690合金管內(nèi)外表面存在細(xì)晶層，提高固溶溫度，細(xì)晶層厚度減小并消失，但管材內(nèi)部晶粒尺寸的不均勻性沒有改善。管

3、材表面的細(xì)晶層導(dǎo)致其抗晶間腐蝕性能降低。固溶溫度為1120℃時(shí)，管材抗晶間腐蝕性能最好。
　　 690合金管在沸騰50 wt.％NaOH溶液無(wú)應(yīng)力腐蝕發(fā)生。固溶溫度、外加電位和PbO含量對(duì)其抗應(yīng)力腐蝕性能均無(wú)影響。采用恒電位極化時(shí)，690合金管表面有明顯的氧化膜生成，溶液中的PbO對(duì)氧化膜形貌和組成有明顯影響。
　　 久立800合金管點(diǎn)腐蝕速率和點(diǎn)蝕坑密度低于相應(yīng)的Valinox800合金管，但單個(gè)點(diǎn)蝕坑面積和深度略高于