核电站蒸汽发生器690合金传热管的耐蚀性能-乔培鹏.pdf

- 1 - 核电站蒸汽发生器690 合金传热管的耐蚀性能乔培鹏a,张乐福a,蔡志刚 b,马明娟 ba 上海交通大学核科学与工程学院,上海市 200240 b 宝山钢铁股份有限公司特殊钢分公司,上海200940 摘要:镍基690合金以其优异的耐应力腐蚀和晶间腐蚀性能,目前被公认为压水堆核电站蒸汽发生器最好的传热管材料。本文介绍对不同工艺生产的690合金传热管进行的耐晶间腐蚀、点蚀、应力腐蚀及腐蚀电化学分析等性能实验结果,分析690合金微观组织与腐蚀性能的关系。实验数据表明,国产管在腐蚀性能各项指标上与国际主要供货商产品相当,并提出应针对国产管进行的模拟工况应用性能实验内容。关键词:690合金;晶间腐蚀;点蚀;应力腐蚀Corrosion Resistance of Alloy 690 Used for Steam Generator Tubes in Nuclear Power Plants Qiao Pei-penga, Zhang Le-fua, Cai Zhi-gangb, Ma Ming-juanba School of Nuclear Science and Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China b Special Steel Branch; Baoshan Iron & Steel Co Ltd; Shanghai 200940; China Abstract: Nickel base Alloy 690 is currently recognized as the best Steam Generator tube material in PWR with its excellent resistance to stress corrosion cracking and intergranular corrosion. Effect of different processes on intergranular corrosion, pitting, stress corrosion cracking, and electrochemical analysis of Alloy 690 have been investigated in this article, analyzing the relationship between microstructure and corrosion properties of Alloy 690. The results show that the corrosion indexes of domestic pipes are almost as much as international leading supplier products, proposing the application performance experimental content of domestic pipes’ simulation mode. Keywords: Alloy 690; Intergranular corrosion; Pitting; Stress corrosion cracking (SG)是压水堆(PWR)核电站的重要设备之一,传热管是一、二回路之间的热交换界面,属于一回路的压力边界,其完整性直接影响到核电站的运行安全。690镍基合金以其良好的抗腐蚀性能而被广泛用作压水堆核电厂蒸发器传热管材料,目前,我国核电厂蒸汽发生器传热管仍然全部依靠进口,是亟待国产化的关键材料。为了保证核电站设计寿命周期内蒸汽发生器传热管的完整性,690合金的耐腐蚀性能优化是开发该材料的关键技术之一。国内外大量研究发现,对于奥氏体不锈钢、镍基合金等低层错能基金项目:国家自然科学基金委和宝山钢铁股份有限公司联合资助,项目批准号50871130 作者简介:乔培鹏(1986-),男,山东菏泽人,硕士。张乐福(1967-),男,副教授,博士。021-34205099,******@sjtu. - 2 - 金属,采用形变热处理的工艺来优化晶界结构,可以明显提高材料的耐腐蚀性能[1,2]。本文通过分析不同工艺生产的690合金的晶间腐蚀、点蚀、应力腐蚀及电化学分析特性,对比研究了国产管与国际主要供货商产品的腐蚀性能。 mm×1 mm的管状试样,其化学成分列于表1。国产试样首先经过3%、5%的冷拉拔形变量,然后在1080、1100℃温度加热5分钟进行固溶处理,最后经715℃×15h时效热处理。固溶处理采用管式气体保护炉模拟实际生产工艺进行,用氢气保护加热,