镍基690合金蒸汽发生器传热管耐腐蚀性研究

论文摘要

蒸汽发生器(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。因此,SG传热管用材必须满足苛刻的技术要求,其中最关键的是要满足在PWR运行温度范围内具有良好的抗一、二回路水介质腐蚀的能力。本文通过改变不同的轧制形变量、不同固溶处理温度及时间、不同的特殊热处理时间、不同碳含量,采用低温化学腐蚀方法、电化学方法、高压釜实验和扫描电子显微镜(SEM)表面分析技术等综合研究了宝钢生产的三个批次690合金样管与法国和日本进口管晶间腐蚀、点蚀、应力腐蚀开裂、均匀腐蚀等性能,并进行了一系列腐蚀对比实验。分析结果表明,形变量和固溶处理工艺对690合金的晶界结构及腐蚀性能影响显著;经固溶和特殊热处理后晶界碳化物形态及电化学特征值均出现显著改善,耐腐蚀性能增强,腐蚀速率在10小时特殊热处理处出现最低值。690合金的晶粒度控制、碳化物的晶界析出与碳含量密切相关。当碳含量偏高时,晶粒长大速度慢,且晶粒尺寸分布不均匀。冷轧后,当固溶处理温度偏低时,在碳含量为0.023%的管内壁形成一层晶粒尺寸较小的细晶层,细晶层的宽度随着固溶处理温度升高或固溶处理时间延长而逐渐减小。当碳含量较低时,晶粒长大速度较快,容易得到等轴晶组织,较少出现细晶层,碳化物在晶界的析出量偏少,而且较低的碳含量能够优化晶界碳化物形态。研究发现,温度、硫酸浓度、硫氰化钾浓度等介质条件对690合金晶间腐蚀敏感性及钝化性能影响显著。由电化学动电位再活化扫描可知,钝化电流随着温度的升高而逐渐增大,再活化率在40℃出现最低值。钝化电流和再活化率随着硫酸浓度的增加而逐渐增大,硫酸氢钾的影响较为复杂。模拟压水堆一回路水腐蚀实验表明,国产管与进口管的均匀腐蚀速率相当,1600小时后保持稳定。浓碱腐蚀结果发现,两种管材均具有良好的耐应力腐蚀开裂性能。

论文目录

• 摘要
• ABSTRACT
• 第一章 绪论
• 1.1 引言
• 1.1.1 选题背景
• 1.1.2 压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料的发展
• 1.1.3 我国核电发展对核材料自主化的需求及国产化状况
• 1.1.4 国内外690 合金研究动态
• 1.1.5 690 合金传热管国产化中存在的问题和解决途径
• 1.1.6 课题的研究意义和目的
• 1.2 腐蚀机理及电化学方法介绍
• 1.2.1 腐蚀程度的表示方法
• 1.2.2 局部腐蚀机理介绍
• 1.2.3 电化学测试方法
• 第二章 腐蚀性能对比实验
• 2.1 化学实验分析
• 2.1.1 实验材料
• 2.1.2 实验方法
• 2.1.3 实验结果分析与讨论
• 2.2 电化学实验分析
• 2.2.1 实验材料
• 2.2.2 实验方法
• 2.2.3 实验结果分析与讨论
• 2.3 应力腐蚀实验分析
• 2.3.1 实验材料
• 2.3.2 实验方法
• 2.3.3 实验结果分析与讨论
• 2.4 本章小结
• 第三章 形变及热处理工艺对690 合金腐蚀性能的影响
• 3.1 实验材料及方法
• 3.1.1 实验材料
• 3.1.2 实验方法
• 3.2 实验结果分析与讨论
• 3.2.1 晶界结构分析
• 3.2.2 晶间腐蚀性能分析
• 3.2.3 电化学阳极极化
• 3.3 本章小结
• 第四章 固溶及TT 处理工艺对690 合金腐蚀性能的影响
• 4.1 实验材料及方法
• 4.1.1 实验材料
• 4.1.2 实验方法
• 4.2 实验结果分析与讨论
• 4.2.1 晶界结构分析
• 4.2.2 晶间腐蚀性能分析
• 4.2.3 点蚀性能分析
• 4.2.4 电化学性能分析
• 4.3 本章小结
• 第五章 690 合金在含B 和Li 的高温水中腐蚀研究
• 5.1 实验材料与方法
• 5.1.1 实验材料
• 5.1.2 实验方法
• 5.2 实验结果分析与讨论
• 5.2.1 晶界结构分析
• 5.2.2 耐蚀性能分析
• 5.2.3 腐蚀形貌分析
• 5.3 本章小结
• 第六章 全文总结
• 6.1 主要结论
• 6.2 研究展望
• 参考文献
• 致谢
• 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文