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核电蒸汽发生器用690和800合金传热管腐蚀性能研究

孙华
上海交通大学
引用
690和800合金由于具有良好的力学性能和耐腐蚀性能常用于PWR核电站蒸汽发生器管材料,然而其服役过程中仍存在应力腐蚀、晶间腐蚀和点蚀等腐蚀损伤问题。受实验设备和技术的限制,当前国产蒸汽发生器管的服役损伤数据十分缺乏,相关腐蚀机理的认识也难以深入。本文主要利用原位电化学测量技术结合非原位SEM观察研究了Pb对国产690合金管在沸腾浓碱溶液中电化学腐蚀行为的影响。运用标准晶间腐蚀和C型环应力腐蚀实验方法研究了热处理条件对国产690合金管抗晶间腐蚀和应力腐蚀开裂性能影响。同时评价了国产800合金管与国外商用800合金管点蚀和晶间腐蚀性能差异,主要研究结果如下:   发现含PbO溶液中,690合金管活性溶解速度增加,一次钝化电流密度增加,膜电阻降低,钝化膜致密性变差。同时含PbO溶液中,690合金管二次钝化电位区间减小,氧化膜形貌和组成改变。   690合金管内外表面存在细晶层,提高固溶温度,细晶层厚度减小并消失,但管材内部晶粒尺寸的不均匀性没有改善。管材表面的细晶层导致其抗晶间腐蚀性能降低。固溶温度为1120℃时,管材抗晶间腐蚀性能最好。   690合金管在沸腾50 wt.%NaOH溶液无应力腐蚀发生。固溶温度、外加电位和PbO含量对其抗应力腐蚀性能均无影响。采用恒电位极化时,690合金管表面有明显的氧化膜生成,溶液中的PbO对氧化膜形貌和组成有明显影响。   久立800合金管点腐蚀速率和点蚀坑密度低于相应的Valinox800合金管,但单个点蚀坑面积和深度略高于Valinox800合金管。久立800合金管晶间腐蚀速率低于Valinox800合金管。

690合金管;800合金管;核电蒸汽发生器;应力腐蚀;传热特性

上海交通大学

博士后

核燃料循环与材料

韦悦周

2012

中文

TL353.13;O346.22

92

2013-10-08(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)

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