D0L:10.13374.issn1001-053x.2013.08.006 第35卷第8期 北京科技大学学报 Vol.35 No.8 2013年8月 Journal of University of Science and Technology Beijing Aug.2013 690合金的Pb致应力腐蚀行为 刘飞华)，李成涛)☒，张新2)，李岩)，任爱1) 1)苏州热工研究院电站寿命管理研究中心，苏州2150042)环境保护部核与辐射安全中心，北京100082 ☒通信作者，E-mail:Ictslj0630@hotmail.com 摘要采用反U型试样，对690合金样品在高压釜内进行了4400h的应力腐蚀实验，以研究其在含Pb溶液中的 应力腐蚀规律.利用扫描电镜和能谱仪等分析了690合金在含Pb高温高压水环境中的应力腐蚀行为.扫描电镜结果表 明，690合金在测试溶液中发生穿晶型应力腐蚀开裂，裂纹内部堆积着腐蚀产物，并且Pb掺杂在其中.裂纹区域的元素 面扫描表明，690合金表面生成的腐蚀产物膜内层富Cr、外层富Ni,腐蚀产物与基体膨胀系数的差异导致裂纹快速扩 展.试样内外表面的腐蚀形貌差异明显，内壁呈晶格网状，外壁呈一定方向性腐蚀沟堑，主要是由于内外表面状态不同 造成的. 关键词镍合金：应力腐蚀开裂：铅：腐蚀：核电站 分类号TG172.8 Lead-induced stress corrosion behavior of Alloy 690 LIU Fei-hua,LI Cheng-tao),ZHANG Xin2),LI Yan),REN Ai 1)Plant Life Management Research Center,Suzhou Nuclear Power Research Institute,Suzhou 215004,China 2)Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environmental Protection of China,Beijing 100082,China Corresponding author,E-mail:Ictslj0630@hotmail.com ABSTRACT Reverse U type specimens of Alloy 690 were put in an autoclave to conduct the stress corrosion test for 4400 h.The stress corrosion behavior of the alloy in a high-temperature and high-pressure water solution containing Pb was studied by scanning electron microscopy (SEM)and energy dispersive spectrometry (EDS).The results show that transgranular stress corrosion cracking occurs in the alloy.Corrosion products with Pb can be found to accumulate in the crack.EDS face scanning of the crack zone indicates that the corrosion film formed in the test solution is a double-layer structure,the outer layer is rich in Ni and the inner layer is rich in Cr.The difference of expansion coefficients between corrosion products in the crack and the matrix causes a faster crack propagation.Due to different surface treatments,the inner surface and outer surface of the specimens have different corrosion morphologies,the inner surface is lattice-like, but the outer surface shows a certain direction groove. KEY WORDS nickel alloys;stress corrosion cracking;lead;corrosion;nuclear power plants 蒸汽发生器传热管是分隔压水堆核电站一次800合金之间的690合金四，后者各方面综合性能 侧介质和二次侧介质的主要屏障，它对核电厂的安 优于前者.690合金不仅在氢氧化钠溶液等腐蚀性 全运行十分重要.传热管面积占一回路承压边界面介质中具有优异的耐腐蚀性能，还具有高的强度、 积的80%左右，壁厚一般为1~1.2mm,因此传热管 良好的治金稳定性和优良的加工特性②. 是整个一回路压力边界中最薄弱的部分.运行经验 传热管的主要失效形式为应力腐蚀，因此690 表明蒸汽发生器传热管破裂事故在核电厂事故中占 合金的应力腐蚀行为受到研究者的广泛关注.研究 首要地位.目前广泛使用含Ni量介于600合金和 表明690合金在纯水和含C1水的高温高压环境中 收稿日期：2012-04-07 基金项目：国家高技术研究发展计划资助项目(2008AA031703)第 35 卷 第 8 期 北 京 科 技 大 学 学 报 Vol. 35 No. 8 2013 年 8 月 Journal of University of Science and Technology Beijing Aug. 2013 690 合金的 Pb 致应力腐蚀行为 刘飞华1)，李成涛1) ，张 新2)，李 岩1)，任 爱1) 1) 苏州热工研究院电站寿命管理研究中心，苏州 215004 2) 环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082 通信作者，E-mail: lctslj0630@hotmail.com 摘 要 采用反 U 型试样，对 690 合金样品在高压釜内进行了 4400 h 的应力腐蚀实验，以研究其在含 Pb 溶液中的 应力腐蚀规律. 利用扫描电镜和能谱仪等分析了 690 合金在含 Pb 高温高压水环境中的应力腐蚀行为. 扫描电镜结果表 明，690 合金在测试溶液中发生穿晶型应力腐蚀开裂，裂纹内部堆积着腐蚀产物，并且 Pb 掺杂在其中. 裂纹区域的元素 面扫描表明，690 合金表面生成的腐蚀产物膜内层富 Cr、外层富 Ni，腐蚀产物与基体膨胀系数的差异导致裂纹快速扩 展. 试样内外表面的腐蚀形貌差异明显，内壁呈晶格网状，外壁呈一定方向性腐蚀沟堑，主要是由于内外表面状态不同 造成的. 关键词 镍合金；应力腐蚀开裂；铅；腐蚀；核电站 分类号 TG172.8 Lead-induced stress corrosion behavior of Alloy 690 LIU Fei-hua 1), LI Cheng-tao 1) , ZHANG Xin 2), LI Yan 1), REN Ai 1) 1) Plant Life Management Research Center, Suzhou Nuclear Power Research Institute, Suzhou 215004, China 2) Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection of China, Beijing 100082, China Corresponding author, E-mail: lctslj0630@hotmail.com ABSTRACT Reverse U type specimens of Alloy 690 were put in an autoclave to conduct the stress corrosion test for 4400 h. The stress corrosion behavior of the alloy in a high-temperature and high-pressure water solution containing Pb was studied by scanning electron microscopy (SEM) and energy dispersive spectrometry (EDS). The results show that transgranular stress corrosion cracking occurs in the alloy. Corrosion products with Pb can be found to accumulate in the crack. EDS face scanning of the crack zone indicates that the corrosion film formed in the test solution is a double-layer structure, the outer layer is rich in Ni and the inner layer is rich in Cr. The difference of expansion coefficients between corrosion products in the crack and the matrix causes a faster crack propagation. Due to different surface treatments, the inner surface and outer surface of the specimens have different corrosion morphologies, the inner surface is lattice-like, but the outer surface shows a certain direction groove. KEY WORDS nickel alloys; stress corrosion cracking; lead; corrosion; nuclear power plants 蒸汽发生器传热管是分隔压水堆核电站一次 侧介质和二次侧介质的主要屏障，它对核电厂的安 全运行十分重要. 传热管面积占一回路承压边界面 积的 80%左右，壁厚一般为 1∼1.2 mm，因此传热管 是整个一回路压力边界中最薄弱的部分. 运行经验 表明蒸汽发生器传热管破裂事故在核电厂事故中占 首要地位. 目前广泛使用含 Ni 量介于 600 合金和 800 合金之间的 690 合金[1]，后者各方面综合性能 优于前者. 690 合金不仅在氢氧化钠溶液等腐蚀性 介质中具有优异的耐腐蚀性能，还具有高的强度、 良好的冶金稳定性和优良的加工特性[2] . 传热管的主要失效形式为应力腐蚀，因此 690 合金的应力腐蚀行为受到研究者的广泛关注. 研究 表明 690 合金在纯水和含 Cl 水的高温高压环境中 收稿日期：2012–04–07 基金项目：国家高技术研究发展计划资助项目 (2008AA031703) DOI:10.13374/j.issn1001-053x.2013.08.006