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压水堆核电机组蒸汽发生器是最关键的核级设备之一,传热管的耐腐蚀性决定着其安全运行。本文通过模拟压水堆一二回路水环境,针对国产和进口690合金传热管进行了高温高压水中的浸泡实验,研究了其均匀腐蚀行为,并采用SEM和XPS技术研究了690合金表面的氧化膜形貌和成分;在模拟一、二回路环境下研究了温度和溶解氧(DO)对690合金的电化学行为的影响;通过690合金的U型和C型试样,进行了在压水堆一回路水环境中长期浸泡应力腐蚀实验和在325℃、含10%NaOH的高温溶液中的4000h浸泡实验,以及通过在325℃、含10%NaOH的高温溶液中的慢应变拉伸实验,研究了690合金的抗应力腐蚀性能。均匀腐蚀实验结果表明:国产和进口三种690合金管在模拟压水堆一二回路中的均匀腐蚀速率均较低,在模拟一回路工况下的腐蚀速率略高于二回路工况;在一二回路中均形成了由Cr2O3或者/和Nix,Fe1-x)Cr2O4组成内层和由Fe和Ni的氢氧化物和少量的NiFe2O4组成的外层的双层氧化膜。电化学实验结果表明,随着溶液温度的升高,690合金自腐蚀电位下降,自腐蚀电流增加,钝化区缩小;随着DO的升高,690合金自腐蚀电位往正方向移动,自腐蚀电流下降,钝化区缩小;在相同实验温度下,690合金在二回路水环境中比在一回路水环境中表现出更好的抗腐蚀性能;应力腐蚀实验结果表明,三种690合金管U型和C型试样经过长时间在模拟一回路工况浸泡后均未出现明显的SCC裂纹;在慢应变速率拉伸实验中,三种690合金在纯水中的SCC敏感性不明显,而在10%NaOH溶液中的SCC敏感性较明显;进口管的屈服强度和抗拉强度最低,而延伸率最高,国产管的屈服强度和抗拉强度最高,但在碱性环境中的SCC敏感性最高。