劉影恬++蒲晶菁++倪桂兵++成鑫

摘 要：蒸汽發(fā)生器傳熱管用材必須滿足苛刻的技術要求，其中最關鍵的是要在核電站運行工況下具有良好的抗一、二回路水介質腐蝕的能力。傳熱管用材先后經歷了18-8型不銹鋼、Inconel 600、Incoloy 800和Inconel 690等發(fā)展歷程?；诖?，本文主要介紹了近期Incoloy 800和Inconel 690抗腐蝕性能的研究現(xiàn)狀并給出了二者抗腐蝕性能的對比。

關鍵詞：蒸汽發(fā)生器傳熱管 Incoloy 800合金 Inconel 690合金 抗腐蝕性能

中圖分類號：TG146 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2014）08（b）-0090-02

1 傳熱管用耐蝕鎳基合金概述

蒸汽發(fā)生器是壓水堆核電站的一級部件，其傳熱管內外接觸兩種不同的介質：管內為一回路含H3BO3和LiOH的高溫高壓水，管外為二回路全揮發(fā)去離子水，由于蒸發(fā)量大，水中的雜質可能在管壁、管板和縫隙處沉積，導致應力腐蝕開裂（SCC）[1]。20世紀60年代，蒸汽發(fā)生器傳熱管材料主要采用304、316奧氏體不銹鋼，出現(xiàn)了大量氯離子應力腐蝕及熱老化現(xiàn)象。1968年，Inconel 600合金開始用于制造傳熱管。在模擬的強放射性廢物環(huán)境中，固溶處理后的600合金試樣相比于原試樣及敏化處理試樣具有更好的抗腐蝕性能。即便如此，600合金在一次側和二次側都發(fā)生了嚴重的腐蝕。為解決這一問題，德國嘗試使用Incoloy 800合金，法、美、日等國在600合金基礎上聯(lián)合開發(fā)了高耐蝕的Inconel 690 （TT）合金。

2 Incoloy 800合金

1950年，Ni-Fe-Cr合金Incoloy 800進入市場。李鈞[2]等研究了晶界工程工藝對Incoloy 800合金抗腐蝕性能的影響，表明Incoloy 800合金經980 ℃固溶處理15 min+冷軋5%+980 ℃退火15 min，其抗晶間腐蝕性能和臨界點蝕電位顯著提高。

Incoloy 800合金與其它奧氏體不銹鋼材料一樣，在一定的高溫腐蝕環(huán)境下會出現(xiàn)晶間腐蝕現(xiàn)象。喬培鵬[1]等采用320 ℃下含600 mg/kg硼和2 mg/kg鋰的高氧含量水溶液模擬一回路水質研究了800合金的抗腐蝕性能，結果表明基體表面存在未均勻溶解的TiN顆粒，導致點蝕坑的出現(xiàn)；腐蝕500 h后試樣內環(huán)處局部出現(xiàn)了晶間腐蝕傾向，腐蝕1000 h后晶間腐蝕從內環(huán)邊界向基體方向延伸，腐蝕1500 h后深度達20 μm，擴散速率為13.3 nm/h。

3 Inconel 690合金

Inconel 690是一種奧氏體合金，具有較高的強度、良好的冶金穩(wěn)定性和優(yōu)良的加工性能。對690合金的研究主要集中在：（1）通過改變690合金的成分和熱處理工藝，使其具有更優(yōu)異的抗腐蝕性能；（2）研究690合金在不同腐蝕介質中的抗腐蝕性能，以通過改善工作環(huán)境延長其使用壽命。

3.1 690合金熱處理工藝研究

690合金的熱處理制度主要為固溶處理和TT處理。王子君[3]等研究了1050 ℃～1150 ℃固溶處理對690合金組織和力學性能的影響，當溫度由1050 ℃升高至1100 ℃，平均晶粒尺寸呈線性增長，超過1100 ℃時快速增長，690合金主要為細晶強化，隨固溶溫度升高，其室溫抗拉和屈服強度均有所下降。TT處理主要是改善由于晶界碳化物的形成所引起的晶界貧鉻程度，對690合金晶界貧鉻區(qū)析出物長大及抗腐蝕性能有重要影響。綜上所述，常用工藝大致為（1050～1100）×2.5 min+700×（10～20）h。

3.2 690合金抗腐蝕性能研究

李成濤[4]等選取LiOH和H3BO3配制腐蝕溶液來模擬一回路水化學成分，研究了Cl-對690合金腐蝕電化學行為的影響，表明690合金在有Cl-和無Cl-的一回路模擬溶液中都存在一定范圍的鈍化區(qū)間，且存在二次鈍化的現(xiàn)象；在兩種模擬溶液中均形成n-p結構膜，Cl-的加入使得膜中的施主/受主密度增大而降低了膜的保護性。朱志平[5]等模擬二回路水化學條件，采用Tafel極化曲線法和電化學阻抗法研究了690合金在乙醇胺（ETA）和全揮發(fā)處理（AVT）水工況下的電化學行為，表明升高溫度或加入Cl-、SO42-會降低690合金的自腐蝕電位及表面電化學阻抗，增大腐蝕電流密度。隨后的研究表明690合金在1050 ℃～1100 ℃下具有最優(yōu)異的抗腐蝕性能，溫度低于或高于該區(qū)間抗腐蝕性能均有所下降。

4 Incoloy 800及Inconel 690抗腐蝕性能對比

酈曉慧[6]等研究了690合金和800合金在模擬一回路高溫高壓水環(huán)境中的腐蝕行為，二者的自腐蝕電位均隨浸泡時間延長而降低，經408 h浸泡后，690合金表面生成大量針狀氧化物，富Cr氧化層主要位于氧化膜內側；而800合金表面則生成針狀及顆粒狀氧化物，富Cr氧化層主要位于氧化膜外側，相比之下690合金具有更優(yōu)異的抗腐蝕性能。隨研究深入[7]，在壓強為10 MPa下800合金及690合金的腐蝕開路電勢與溫度的關系如圖1所示，25 ℃～250 ℃時690的開路電勢較低，因此抗腐蝕性能較好；250 ℃～300 ℃時，二者抗腐蝕性能相近。此外，如表1所示，楊湘[8]等研究了690及800合金管在模擬一回路介質（靜態(tài)高壓釜）試驗中的均勻腐蝕速率和金屬釋放速率，同樣表明690合金的抗均勻腐蝕性能優(yōu)于800合金。

5 結語

我國積極發(fā)展核電，每年200萬千瓦核電機組的建設至少需消耗350 t的690合金管材。國內研究人員成功開發(fā)了耐應力腐蝕和點腐蝕性能優(yōu)良、具有完全自主知識產權的蒸汽發(fā)生器用傳熱管材料，形成了國產Inconel 690TT等蒸汽發(fā)生器傳熱管的產業(yè)化能力[9]，對保障我國核設施長期有效運行及國家安全意義重大。

參考文獻

[1] 喬培鵬，張樂福，劉瑞芹，等.PWR一回路水質中800合金的腐蝕研究[J].核動力工程，2010，31（5）：28-31.

[2] 李鈞，蘇誠，張磊，等.晶界工程處理對Incoloy800合金耐腐蝕性能和力學性能的影響[J].上海大學學報：自然科學版，2013，13（5）：540-544.

[3] 王子君，鄭文杰，宋志剛，等.固溶處理對690鎳基合金組織和力學性能的影響[J].特殊鋼，2011，32（4）：67-70.

[4] 李成濤，程學群，董超芳，等.Cl-對690合金腐蝕電化學行為的影響[J].北京科技大學學報，2011，33（4）：444-448.

[5] 朱志平，趙永福，周瑜，等.690合金在ETA和AVT水工況下的電化學性能[J].腐蝕科學與防護技術，2012，24（4）：285-290.

[6] 酈曉慧，王儉秋，韓恩厚，等.核級商用690合金和800合金在模擬壓水堆核電站一回路高溫高壓水中的腐蝕行為研究[J].金屬學報，2012，48（8）：941-950.

[7] LiXH，WangJQ，HanE-H，etal.CorrosionbehaviorforAlloy690andAlloy

800tubesinsimulatedprimarywater[J].CorrosionScience，2013，67：169-178.

[8] 楊湘，蘇興萬，文燕.國產Inconel合金管的性能及應用研究[J].核動力工程，1997，18（3）：269-272.

[9] 宋志剛.中國壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管的研究及國產化[J].鋼鐵研究學報，2013，25（8）：1-5.endprint