第8期 刘飞华等：690合金的Pb致应力腐蚀行为 1035· 都具有优异的抗应力腐蚀性能，但是在含Pb环境 对690合金耐应力腐蚀性能的影响，对确保设备安 中690合金的应力腐蚀敏感性大大提高，因此690 全可靠运行很有意义.本文利用高压釜模拟核电站 合金的Pb致应力腐蚀行为一直是研究的重点.Km 高温高压环境，并在溶液中加入一定量的Pb,研究 等3利用反U型试样在10%NaOH介质中进行恒 Pb对690合金应力腐蚀行为的影响，从而更好地 载荷拉伸试验，在315℃温度条件下，经过60d,690 认识690合金的Pb致应力腐蚀规律. 合金都未有裂纹产生，而在10%NaOH+10-3Pb溶 1 液中，所有试样都发生应力腐蚀开裂.Peng等的 实验方法 研究结果显示在不同pH值环境下Pb对钝化膜具 实验材料选用壁厚1.09mm,外径19.05mm的 有不同程度的影响，在pH1.5的情况下Pb的影 商用690合金管，其化学成分如表1所示.利用线 响不明显，而当pH12.7的情况下Pb有极大的影 切割方法在690合金管材上截取80mm长的圆管， 响.胡轶嵩等同研究690合金在含铅碱液中的腐蚀 然后沿直径纵向剖开，距两端10mm处各加工直 行为，认为加入氧化铅能导致合金表面钝化膜不稳 径为7m的圆孔，用砂纸对试样横切面和纵切面 定，在330℃的10%NaOH+10gL-1Pb0含铅碱 逐级研磨至1200#，最后利用液压弯曲机压弯成反 液中发生晶间腐蚀，试样失重，且试样表面越粗糙， U型试样，并用同种材质的螺栓将样品固定，样品 腐蚀越严重. 形貌如图1所示 核电站中，Pb可经过补给水、化学保养、封焊、 涡轮机启动、二回路侧的元件表面溶解以及停止运 表1690合金的化学成分（质量分数） 行期间的污染等多种途径进入回路水系统6.1987 Table 1 Chemical composition of Alloy 690 号 年，St.Lucie核电站蒸汽发生器传热管发生应力腐 Ni Cr Fe C Si Mn P SN 蚀开裂失效被认为是由Pb导致的.因此，研究Pb 58.6430.479.970.0200.210.140.0070.0010.027 图1690合金试样外观形貌.(a)弯曲前：(b)弯曲后 Fig.1 Micrographs of Alloy 690 specimens:(a)before bending;(b)after bending 实验溶液采用超纯水配制，加入1000mgL-1Pb, 环境经历4400h应力腐蚀实验后的截面形貌.由 化学药品采用分析纯黄色PbO,实验设备主要使用 图可以看到样品表面形成一层较厚的腐蚀产物膜， 体积为5L的高压釜.将试样放入高压釜中，并固 厚度在4m左右：腐蚀产物膜与基体交界处出 定在试样架上，密封高压釜，充5Pa氯气，待稳现许多小的裂纹，裂纹形式为穿晶型应力腐蚀开 定5min后，放气：重复三次.在第三次放气时放 裂，并且个别裂纹穿过晶界，如图2(b)所示.由 到1MPa为止，关闭阀门，升温到104℃时，打开图2(b)还可以观察到裂纹内有腐蚀产物生成，这 放气阀，冷凝放气.采用上述方法，溶液中的含氧 对裂纹扩展具有重要作用.以上实验结果表明690 量小于0.2mgkg-1.最终高压釜的实验温度为320 合金在含1000mg.L-1Pb,温度为320℃，压力为 ℃，压力为10MPa,腐蚀时间为4400h.等实验结 10MPa的实验条件下，经过4400h的实验后发生 束后，取出试样，冷风吹干，采用扫描电镜和能谱 穿晶型应力腐蚀开裂，这与已有文献报告结果相一 分析等方法对内外表面腐蚀产物膜进行表征.在试 致，即690合金在含Pb环境中多形成穿晶型应力 样的两肩部位沿横向切割，然后镶样，砂纸逐级研 裂纹可 磨，抛光后用溴-甲醇侵蚀，观察应力腐蚀形貌 图3(a)为690合金在含Pb高温高压水环境中 2实验结果与分析 形成的应力腐蚀裂纹形貌.由图可以更清楚地看到 裂纹形式为穿晶型，裂纹内部堆积着大量的腐蚀产 2.1应力腐蚀截面形貌 物.由图3(a)还可以清楚地看到裂纹形成位置有发 图2(a)为690合金在含Pb离子的高温高压水 生点蚀的痕迹，这说明点蚀处可能是裂纹形成几率第 8 期 刘飞华等：690 合金的 Pb 致应力腐蚀行为 1035 ·· 都具有优异的抗应力腐蚀性能，但是在含 Pb 环境 中 690 合金的应力腐蚀敏感性大大提高，因此 690 合金的 Pb 致应力腐蚀行为一直是研究的重点. Kim 等[3] 利用反 U 型试样在 10% NaOH 介质中进行恒 载荷拉伸试验，在 315 ℃温度条件下，经过 60 d，690 合金都未有裂纹产生，而在 10% NaOH+10−3 Pb 溶 液中，所有试样都发生应力腐蚀开裂. Peng 等[4] 的 研究结果显示在不同 pH 值环境下 Pb 对钝化膜具 有不同程度的影响，在 pH 1.5 的情况下 Pb 的影 响不明显，而当 pH 12.7 的情况下 Pb 有极大的影 响. 胡轶嵩等[5] 研究 690 合金在含铅碱液中的腐蚀 行为，认为加入氧化铅能导致合金表面钝化膜不稳 定，在 330 ℃的 10% NaOH+10 g·L −1 PbO 含铅碱 液中发生晶间腐蚀，试样失重，且试样表面越粗糙， 腐蚀越严重. 核电站中，Pb 可经过补给水、化学保养、封焊、 涡轮机启动、二回路侧的元件表面溶解以及停止运 行期间的污染等多种途径进入回路水系统[6]. 1987 年，St.Lucie 核电站蒸汽发生器传热管发生应力腐 蚀开裂失效被认为是由 Pb 导致的. 因此，研究 Pb 对 690 合金耐应力腐蚀性能的影响，对确保设备安 全可靠运行很有意义. 本文利用高压釜模拟核电站 高温高压环境，并在溶液中加入一定量的 Pb，研究 Pb 对 690 合金应力腐蚀行为的影响，从而更好地 认识 690 合金的 Pb 致应力腐蚀规律. 1 实验方法 实验材料选用壁厚 1.09 mm，外径 19.05 mm 的 商用 690 合金管，其化学成分如表 1 所示. 利用线 切割方法在 690 合金管材上截取 80 mm 长的圆管， 然后沿直径纵向剖开，距两端 10 mm 处各加工直 径为 7 mm 的圆孔，用砂纸对试样横切面和纵切面 逐级研磨至 1200#，最后利用液压弯曲机压弯成反 U 型试样，并用同种材质的螺栓将样品固定，样品 形貌如图 1 所示. 表 1 690 合金的化学成分 (质量分数) Table 1 Chemical composition of Alloy 690 % Ni Cr Fe C Si Mn P S N 58.64 30.47 9.97 0.020 0.21 0.14 0.007 0.001 0.027 图 1 690 合金试样外观形貌. (a) 弯曲前；(b) 弯曲后 Fig.1 Micrographs of Alloy 690 specimens: (a) before bending; (b) after bending 实验溶液采用超纯水配制，加入 1000 mg·L −1Pb， 化学药品采用分析纯黄色 PbO，实验设备主要使用 体积为 5 L 的高压釜. 将试样放入高压釜中，并固 定在试样架上，密封高压釜，充 5 MPa 氮气，待稳 定 5 min 后，放气；重复三次. 在第三次放气时放 到 1 MPa 为止，关闭阀门，升温到 104 ℃时，打开 放气阀，冷凝放气. 采用上述方法，溶液中的含氧 量小于 0.2 mg·kg−1 . 最终高压釜的实验温度为 320 ℃，压力为 10 MPa，腐蚀时间为 4400 h. 等实验结 束后，取出试样，冷风吹干，采用扫描电镜和能谱 分析等方法对内外表面腐蚀产物膜进行表征. 在试 样的两肩部位沿横向切割，然后镶样，砂纸逐级研 磨，抛光后用溴–甲醇侵蚀，观察应力腐蚀形貌. 2 实验结果与分析 2.1 应力腐蚀截面形貌 图 2(a) 为 690 合金在含 Pb 离子的高温高压水 环境经历 4400 h 应力腐蚀实验后的截面形貌. 由 图可以看到样品表面形成一层较厚的腐蚀产物膜， 厚度在 4 µm 左右；腐蚀产物膜与基体交界处出 现许多小的裂纹，裂纹形式为穿晶型应力腐蚀开 裂，并且个别裂纹穿过晶界，如图 2(b) 所示. 由 图 2(b) 还可以观察到裂纹内有腐蚀产物生成，这 对裂纹扩展具有重要作用. 以上实验结果表明 690 合金在含 1000 mg·L −1 Pb，温度为 320 ℃，压力为 10 MPa 的实验条件下，经过 4400 h 的实验后发生 穿晶型应力腐蚀开裂，这与已有文献报告结果相一 致，即 690 合金在含 Pb 环境中多形成穿晶型应力 裂纹[7] . 图 3(a) 为 690 合金在含 Pb 高温高压水环境中 形成的应力腐蚀裂纹形貌. 由图可以更清楚地看到 裂纹形式为穿晶型，裂纹内部堆积着大量的腐蚀产 物. 由图 3(a) 还可以清楚地看到裂纹形成位置有发 生点蚀的痕迹，这说明点蚀处可能是裂纹形成几率