初探不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响
中国科学院优秀博士学位论文
中国科学院优秀博士学位论文（99篇）论文题目作者单位复杂疾病的分子网络模型研究王吉光数学与系统科学研究院平均曲率流的奇点分析及其应用孙俊数学与系统科学研究院拓扑绝缘体系统和一种新的Z2拓余睿物理研究所扑数的计算方法几种层状化合物的制备、结构和超郭建刚物理研究所导电性研究受限系统中量子相干传输和特殊石弢理论物理研究所凝聚体的光学性质纳米润湿中力电耦合的拓扑界面袁泉子力学研究所动力学冕洞内矢量磁场的分布和演化杨书红国家天文台新型混合工质的汽液和汽液液相董学强理化技术研究所平衡研究高性能有机单晶光电材料与器件江浪化学研究所的研究苯及苯酚绿色高效加氢反应的研刘会贞化学研究所- 1 -究新型水溶性共轭聚合物的设计、合冯旭利化学研究所成及其在生物医药领域中的应用界面合成Janus纳米结构材料梁福鑫化学研究所功能纳米结构的Triton X-114调刘睿生态环境研究中心控构建和转移方法及环境污染物分离检测应用研究基于多糖的新型纳微药物载体：设魏炜过程工程研究所计、构建和应用基于地表温度-植被覆盖度特征空唐荣林地理科学与资源研究所间的地表蒸散发遥感反演方法研究新疆北山镁铁-超镁铁岩的成岩过苏本勋地质与地球物理研究所程、成矿作用及对东天山-北山构造演化与早二叠世地幔柱的制约基于COSMIC星群掩星观测的电何茂盛地质与地球物理研究所离层若干结构研究热带印度洋对西北太平洋和东亚胡开明大气物理研究所夏季气候的影响及其年代际变化内蒙古草原植物化学计量生态学庾强植物研究所- 2 -研究密度制约对森林群落生物多样性陈磊植物研究所维持重要性研究胚胎干细胞与iPSC 的多能性研赵小阳动物研究所究局部生物运动信息的加工特异性王莉心理研究所及其功能Tudor结构域识别和结合甲基化刘海萍生物物理研究所精氨酸机制的结构生物学研究拟南芥中组蛋白甲基化动态调控陆发隆遗传与发育生物学研究所的分子机理研究稻属基因组多位点同源区域的比鲁非遗传与发育生物学研究所较分析数字集成电路时序偏差的在线检鄢贵海计算技术研究所测和容忍基于学习的视觉显著计算李甲计算技术研究所单模大功率低发散角光子晶体刘安金半导体研究所VCSEL研究星载TOPSAR模式研究徐伟电子学研究所视频中行为分析关键技术研究张天柱自动化研究所- 3 -生物自发荧光三维断层成像方法刘凯自动化研究所研究新型铁基超导体探索及其线带材齐彦鹏电工研究所制备研究大气压空气中重复频率纳秒脉冲章程电工研究所气体放电特性的研究太阳定日镜的误差分析和聚光性郭明焕电工研究所能评价方法研究耦合化学间冷的化学链燃烧与甲张筱松工程热物理研究所醇重整氢电联产系统研究行星际扰动对地球空间环境的影李晖空间科学与应用研究中心响研究磁层-电离层大尺度电流体系研究唐斌斌空间科学与应用研究中心中国特色军民融合型国防战略设张兆垠中国科学院大学计与实现路径研究仿生智能单纳米通道的非对称设侯旭国家纳米科学中心计及研究基于第二代测序技术的宏基因组覃俊杰北京基因组研究所学研究方法和应用基于集成优化模型的软件成本估吴登生科技政策与管理科学研究所- 4 -算及其风险分析整体柱和同位素标记技术在蛋白王方军大连化学物理研究所质组分析中的应用石墨烯的化学剥离法可控制备与吴忠帅金属研究所应用探索划伤对690TT合金腐蚀和应力腐孟凡江金属研究所蚀行为的影响聚合物膜离子选择性电极在生物丁家旺烟台海岸带研究所传感中的应用四极子DNA结构与功能研究及在李涛长春应用化学研究所传感分析和分子逻辑中应用功能微纳米材料的可控合成、组装郭少军长春应用化学研究所及相关的电催化和传感应用III-V族半导体纳米线生长机理与舒海波上海技术物理研究所性质调控的理论研究基于超短超强激光的离子加速与吉亮亮上海光学精密机械研究所极端光场产生纳米光电氧化物材料的设计制备吕旭杰上海硅酸盐研究所与太阳能应用研究新型有机小分子调控自吞噬的机夏宏光上海有机化学研究所- 5 -制及其与肿瘤等重大疾病的关系硫肽类抗生素Thiostrepton生物廖日晶上海有机化学研究所合成机制的研究胚胎干细胞分化过程中起始性李滨忠上海生命科学研究院DNA甲基化发生机制的研究胆固醇吸收过程中新蛋白的鉴定葛亮上海生命科学研究院与作用机制研究β-Arrestin1与G蛋白偶联受体在岳锐上海生命科学研究院血液发育中的调控作用大脑皮层锥体神经元动作电位的胡文钦上海生命科学研究院爆发和传播机制Th2细胞高量表达分子ECM1和李振虎上海生命科学研究院Dec2的功能研究果蝇嗅觉环路中兴奋性中间神经黄菊上海生命科学研究院元的功能研究水稻全基因组遗传变异的鉴定和黄学辉上海生命科学研究院农艺性状的全基因组关联分析Calcineurin-NFAT信号通路在胚李翔上海生命科学研究院胎干细胞和胚胎中功能及机制的研究- 6 -神经网络电活动长期增强调控突彭懿蓉上海生命科学研究院触稳态可塑性的分子机制基于聚磷酸酯的脑靶向给药系统张鹏程上海药物研究所研究新颖无机碘酸盐二阶非线性光学孙传福福建物质结构研究所材料的设计与合成过渡金属催化的脱羧交叉偶联反胡鹏福建物质结构研究所应和烯烃交叉偶联反应构建苯环的研究基于细胞膜表面电势的土壤重金汪鹏南京土壤研究所属生物有效性/毒性预测模型及其适用性研究等离子体技术合成碱性阴离子交胡觉合肥物质科学研究院换膜及机理研究多夹层盐矿油气储库水溶造腔夹施锡林武汉岩土力学研究所层垮塌机理与控制强激光场中原子分子阈上电离的康会鹏武汉物理与数学研究所实验研究基于朊蛋白自组装的多功能纳米门冬武汉病毒研究所线及超灵敏生物传感- 7 -乌桕抵御昆虫策略研究黄伟武汉植物园南海低频内波之间的非线性相互谢晓辉南海海洋研究所作用华南尾叶桉人工林生态系统碳动吴建平华南植物园态和碳汇功能研究多孔介质中天然气水合物开采实李刚广州能源研究所验与数值模拟研究几类含氮杂环化合物的合成方法王洪根广州生物医药与健康研究院学研究基于表面等离子体亚波长金属结徐挺光电技术研究所构的纳米光学器件及光刻技术的应用基础研究基因组时代基因的分子进化分析吴东东昆明动物研究所探讨适应性进化机制西双版纳热带季节雨林生态系统谭正洪西双版纳热带植物园碳平衡汞矿区陆地生态系统硒对汞的生张华地球化学研究所物地球化学循环影响与制约聚星和星团中相接双星的观测与刘亮云南天文台研究- 8 -物参共路干涉显微理论和实验研究郜鹏西安光学精密机械研究所黄土高原地区土壤干层的空间分布与影响因素王云强水土保持与生态环境研究中心HIRFL-CSR上A=2Z-1短寿命核质量测量涂小林近代物理研究所青藏高原及其东北缘晚第四纪环境演化：年代学与驱动机制隆浩青海盐湖研究所脉冲电子顺磁共振谱仪研制及应用荣星中国科学技术大学远程量子通信的实验研究金贤敏中国科学技术大学量子点光学性质的经验赝势计算龚明中国科学技术大学活动星系核窄铁Ka发射线和类星体吸收线系统中类银河系尘埃姜鹏中国科学技术大学纳米纤维宏观组装体的制备及功能化研究梁海伟中国科学技术大学基于新导向基拓展的Pd催化C-H键官能团化肖斌中国科学技术大学非稳态垂直无碰撞激波中的粒子加速杨忠炜中国科学技术大学- 9 -中国中东部中生代埃达克质岩成刘盛遨中国科学技术大学因及高温镁同位素分馏的地球化学研究鱼腥蓝细菌异形细胞分化调控关赵梦溪中国科学技术大学键蛋白质的结构与调节机制研究二维流场中板状柔性体与流体相贾来兵中国科学技术大学互作用的研究基于激光干涉技术的微纳结构制黄金堂中国科学技术大学造研究太阳能有机朗肯循环中低温热发李晶中国科学技术大学电系统的数值优化及实验研究基于内容的图像搜索重排序研究田新梅中国科学技术大学基于决策理论的多智能体系统规吴锋中国科学技术大学划问题研究原位XAFS新方法及其功能材料姚涛中国科学技术大学动力学的研究生物电化学系统中的强化生物与刘贤伟中国科学技术大学化学催化- 10 -。
690合金在核电一回路水环境的应力腐蚀行为
２ ０ １ ３ 年 １ １ 月
哈尔滨来自工程大
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Ｖｏ １ ． ３ ４ Ｎｏ ． １ １ ＮＯ Ｖ ． ２ ０１ ３
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网络 出版地址 ： ｈ ｔ ｔ ｐ ： ／ ／ ｗ ｗ ｗ ． ｃ ｎ ｋ ｉ ． ｎ ｅ ｔ ／ ｋ ｃ ｍｓ ／ ｄ ｅ ｔ ａ ｉ ｌ ／ ２ ３ ． １ ３ ９ ０ ． Ｕ． ２ ０ １ ３ １ １ １ ２ ． ０ ８ ３ ８ ． ０ ０ ９ ． ｈ ｔ ｍ ｌ
中 图分 类 号 ： Ｔ Ｇ１ ７ ２ 文献标志码 ： Ａ 文章 编 号 ： １ ０ ０ ６ — ７ ４３ ０ （ ２ ０ １ ３ ） １ １ － １ ４ ６ ５ ． ０ ６
Ｓ ｔ ｒ ｅ ｓ ｓ ｃ ｏ ｒ ｒ ｏ ｓ ｉ ｏ ｎ ｂ ｅ ｈ ａ ｖ ｉ ｏ ｒ ｏ ｆ ａ ｌ ｌ ｏ ｙ ６ ９ ０
690耐蚀合金管材晶粒度和碳化物形貌分析用金相侵蚀剂的选择
690耐蚀合金管材晶粒度和碳化物形貌分析用金相侵蚀剂的选择赵卓【摘要】核电蒸发器用690耐蚀合金常采用冷轧方式成型,其退火和时效处理后的晶粒度和碳化物分布与形貌需要采用适当的试剂侵蚀后进行统计分析.常用的10％草酸溶液(质量分数)侵蚀剂不适用于冷轧管材晶粒度分析,而腐蚀性强、难以保存的2％溴-甲醇溶液(体积分数)难以适应批量管材碳化物形貌分析需求.甄选腐蚀性低,易于储存且能有效显示690合金管材显微组织的金相侵蚀剂成为其金相试样制备过程中的重要组成部分.采用光学显微镜和扫描电镜分析了不同金相侵蚀剂显示的退火态和时效态690耐蚀合金管材的奥氏体晶粒和碳化物形貌,从而选择出最佳侵蚀剂.结果表明:采用2 g高锰酸钾+11 mL硫酸+90 mL去离子水溶液化学侵蚀可优先显示奥氏体晶界,便于统计分析退火态690合金管材的晶粒度和晶粒尺寸分布;采用80％磷酸溶液(体积分数)和4％硝酸酒精溶液(体积分数)双重电解侵蚀可替代强腐蚀性的2％溴-甲醇溶液,能够有效显示时效态690合金管材中的碳化物分布与形貌.%The 690 corrosion resistant alloy tubing for nuclear power evaporator is usually produced by cold rolling.The analysis of grain size and carbide distribution and morphology are required after annealing and aging treatment using certain etchants.In practice,10％ (mass fraction) oxalic acid solution seems not to be satisfied for analyzing grain size of cold-rolled tubing.And corrosive 2％ (volume fraction) Br-ethanol solution is not satisfied for the carbide analysis during industrial manufacturing because it is volatile and difficult to store.The selection of new etchants for micmstructure characterization is important during the manufacturing of690 alloy tubing.Effects of etchants on grain size and carbide morphology were investigated by optical microscopy (OM) and scanning electron microscopy (SEM) for annealing and aging 690 alloy tubing.The results show that the solution of 2 g KMnO4 +11 mL H2SO4+90 mL H2O ssolution attacked the austenite grain boundaries firstly and was convenient for statistic analyzing of the grain size and grain size distribution of annealing 690 alloy tubing.The dual electro-etching method using 80 ％ (volume fraction) Ha PO4 solution and 4 ％ (volume fraction) HNO3 ethanol solution could be a substitute for the corrosive 2％ Br-methonal solution and was effective for revealing the carbide morphology and distribution of aging 690 alloy tubing.【期刊名称】《理化检验-物理分册》【年(卷),期】2016(052)012【总页数】5页(P859-863)【关键词】690耐蚀合金管材;侵蚀剂;晶粒度;碳化物【作者】赵卓【作者单位】东北大学材料科学与工程学院,沈阳110819;材料各向异性与织构教育部重点实验室,沈阳110819【正文语种】中文【中图分类】O658.6镍基耐蚀合金广泛应用在核能和化工领域，其中Ni-Cr-Fe系690合金因其成分简单、组织稳定和耐蚀性能优异，在核反应堆上得到广泛应用[1-3]。
La和Mg对HS690镍基合金锻造裂纹敏感性的影响
提 高合 金 的高 温 塑 性 和高 温 强 度 ， 时 可 以 改 善 合 金 同
的焊 接性 能 。
稳压 器等 反应 堆一 回路 的关 键 部件 焊 接 中。 由于 核 反
应堆一 回路设备 在 高温 、 高压 、 照 和 动 载等 十分 恶 劣 辐 的环境 工 作 ， 之核 设备 的使 用 安全 性 要 求 极 高 ， 加 使得
Ｍｇ试 验 结 果 表 明 ：ａ＋ ， Ｌ Ｍｇ含 量 超 过 一 定 值 时 ， 锭 锻 造 开 坯 时 ， 表 面 及 其 内 部 产 生 大 量 裂 纹 ， 使 锻 件 报 废 。 铸 在 致 因此 适 当控 制 两 者 的 含 量 是 十 分 必 要 的 ， 下 一 步 后 序 加 工 打 下 基 础 。 同 时 ， 低 硫 含 量 范 围 内加 入 稀 土 ，ａ 不 为 在 Ｌ起
是 否有 脱硫 效果 。 １ 试 验设 备和 材料
Ｈ ６ ０焊丝 的 制 备 工 序 主 要 是 真 空 感 应 冶 炼 铸 Ｓ９
锭 ， 造开 坯 ， 锻 轧制 和 多道 拉的焊 丝 。不 管 是 哪一 道 工 序 出 现 问
试验研究 ｒ 蜉掳
Ｌ ａ和 Ｍｇ对 ＨＳ ９ ６ ０镍 基 合 金 锻 造 裂 纹 敏 感 性 的 影 响
机械 科 学研 究 院哈 尔滨 焊接研 究所 （ ５ ０ ０ １０ ８ ） 王吉 孝 霍 树斌 陈佩 寅 庞 凤祥
摘要
采 用 真 空感 应 熔 炼 ， 选 原 材 料 ， 用 Ｍ Ｏ坩 埚 ， Ｈ ６ ０镍 基 合 金 中加 入 一 定 含 量 的 稀 土 Ｌ 和 金 属 精 使 ｇ 在 Ｓ９ ａ
合金 的 电子空 位数 来控 制合 金 成 分 以保 证 合 金 中不产 生 等 脆性 相 … 。真空 感应 熔炼 是 生产 超 纯净 钢 及合
690合金中晶界网络分布的控制及其对晶间腐蚀性能的影响
实验表 明通过 晶界工 程处理的样品抗晶问腐蚀性 能较未 经过晶界工程处理 的样品 明显 提高 。腐 蚀后样 品的显微形 貌表 明大 尺 寸“ 互有 ： 向关系 晶粒 的团簇” Ｂｎ取 ３ 能够阻止晶间腐蚀 向样 品内部扩 展 ，并且能够保护下层的显微组 织ｃ
关键词 ： ９ ６０合金 ；晶界工程 ；晶间腐蚀 ；多重孪晶 中 图分 类 号 ：Ｔ ３ ９ Ｇ ４ 文 献 标 识 码 ：Ａ 文章 编 号 ：ｌ ７ ６ ４—３ ６ （０ １０ ９ ２ ２ １ ）５—０ １ ０ ０ １— ４
ｇ ｉｓｉ ｔ ｓｋ ｄｏ ｕｔ ａ ３ ｕｕ ｌ ｉ ｒ ｎａ ｏｓｒ ａ ｌ ｓｏ ｈｔｅ ｔ ｙｗ ｒ ｄａｅｔ ｈｓ ｃｏｔ ｃｕｅ ｒ ｎ ｉ ｉ ｆ ｌｓ ｒ ｄ２ ｍ ｔａ ｍ ｓ ｉ ｔｉｎ ｅ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒｈ ｅｅ ｊｃｎ．Ｔ ｉｍｉ ｓ ｕｔｒ ａ ｎ ｈ ｎ ｃ ｅｈ ｏｅ ｔ ｇ ｄ ｓ ｗ ｈ ｅ ａ ｒ ｒ
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Incoloy 800与Inconel 690抗腐蚀性能研究现状
Incoloy 800与Inconel 690抗腐蚀性能研究现状作者：刘影恬蒲晶菁倪桂兵成鑫来源：《科技资讯》 2014年第23期刘影恬1蒲晶菁2倪桂兵1成鑫1(1 苏州热工研究院有限公司江苏苏州 215004；2 福建宁德核电有限公司福建宁德355200)摘要：蒸汽发生器传热管用材必须满足苛刻的技术要求,其中最关键的是要在核电站运行工况下具有良好的抗一、二回路水介质腐蚀的能力。
传热管用材先后经历了18-8型不锈钢、Inconel 600、Incoloy 800和Inconel 690等发展历程。
基于此，本文主要介绍了近期Incoloy 800和Inconel 690抗腐蚀性能的研究现状并给出了二者抗腐蚀性能的对比。
关键词：蒸汽发生器传热管 Incoloy 800合金Inconel 690合金抗腐蚀性能中图分类号：TG146 文献标识码：A文章编号：1672-3791(2014)08(b)-0000-00*作者简介：刘影恬（1988-），女，硕士，助理工程师，主要研究方向：核电站金属材料。
1传热管用耐蚀镍基合金概述蒸汽发生器是压水堆核电站的一级部件，其传热管内外接触两种不同的介质：管内为一回路含H3BO3和LiOH的高温高压水，管外为二回路全挥发去离子水，由于蒸发量大，水中的杂质可能在管壁、管板和缝隙处沉积，导致应力腐蚀开裂(SCC)[[[]乔培鹏, 张乐福, 刘瑞芹, 等. PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究[J]. 核动力工程, 2010, 31(5): 28-31.]]。
上世纪60年代，蒸汽发生器传热管材料主要采用304、316奥氏体不锈钢，出现了大量氯离子应力腐蚀及热老化现象。
1968年，Inconel 600合金开始用于制造传热管。
在模拟的强放射性废物环境中，固溶处理后的600合金试样相比于原试样及敏化处理试样具有更好的抗腐蚀性能。
即便如此，600合金在一次侧和二次侧都发生了严重的腐蚀。
溶解氧和溶解氢对冷变形 690 MA 合金应力腐蚀开裂的影响规律
Vol 55 ,No. 6Jun.2 21第55卷第6期2021年6月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology溶解氧和溶解氢对冷变形690 MA 合金应力腐蚀开裂的影响规律汪家梅S 朱天语S 鲍一晨2,刘晓强2,陈凯S 张乐福郑会3杨双亮3"•上海交通大学核能科学与工程学院，上海2 0 0 24 0 #2.上海核工程研究设计院有限公司，上海2 0 0 233#.国核电站运行服务技术有限公司，上海2 0 0 233$摘要：采用直流电压降(DCPD)裂纹长度在线测量技术研究了溶解氧(DO)和溶解氢(DH)对冷变形69 0 MA 合金在36 0 C 水环境中应力腐蚀(SCC)裂纹扩展速率(CGR)的影响规律，并结合高分辨微观表征技术观察了裂纹尖端形貌和腐蚀产物特征，解释了溶解气体对SCC 的影响机理。
结果表明，DH 环境下的CGR 约为DO 环境下的2〜4倍% TEM 分析表明，冷变形69 0 MA 合金在DH 和DO 环境中的裂纹尖端形貌相似，裂纹尖端前端均未发现显著的晶界氧化％ DH 环境下CGR 与晶界孔洞密度有较好的对应关系，表明介质中的DH 可促进裂纹尖端前端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力,进而加速裂纹扩展％ 关键词：69 0 MA 合金;应力腐蚀开裂；裂纹扩展速率;碳化物；孔洞中图分类号:TL341 文献标志码:A 文章编号1 00 06931(2 021)06-1 0 67-08doi ：1 0 . 7538/yzk. 2 02 0 . youxian. 041 0Effect of Dissolved Oxygen and Hydrogen on Stress Corrosion Crackingof Cold Worked Alloy 690 MAWANG Jiamei 1 , ZHU Tianyu 1 , BAO Yichen 2 , LIU Xiaoqiang 2 , CHEN Kai 1 ,ZHANG Lefu 1" , ZHENG Hui 3, YANG Shuangliang 3(1. School of Nuclear Science and Engineering , Shanghai Jiao Tong University , Shanghai 2 00 24 0 , China #2. Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co . , Ltd . , Shanghai 20 0 233 , China #3. State Nuclear Poxver Plant Service Company , Shanghai 2 00 233 , China )Abstract : The stress corrosion cracking (SCC ) behavior of cold worked alloy 690 MA in360 C water was investigated by direct current potential drop (DCPD ) on-line monito ring. Analytical electron microscopy was used to characterize the cracking process forbe t erunderstandingthedissolvedoxygen (DO ) anddissolvedhydrogen (DH ) e f ect. Thecrackgrowthrate (CGR )inhydrogenatedwaterisabout2-4timeshigherthanthatin water containing DO.Similar crack tips and no grain boundary oxidation were observedafterCGRtestinginbothDOandDH water.A good correlation between the收稿日期：2020-06-18;修回日期：2020-09-29基金项目：国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702203 , YS2018YFE010246) #国家自然科学基金资助项目(51871153)#国家科技重大专项资助项目(2019ZX060040022015ZX06002005)"通信作者：张乐福1068原子能科学技术第55卷grain boundary(GB)cavity coverage and high CGRs was observed in cold worked alloy 690MA when tested in hydrogenated water.DH may promote cavities formation ahead of the crack tip,and thus decrease the GB strength and enhance the CGR.Key words:alloy690MA；stress corrosion cracking；crack growth rate#carbide#cavity690合金标称Cr含量为30%（质量分数）,因相较于600合金和奥氏体不锈钢等具有更为优异的抗应力腐蚀开裂（SCC）性能而作为600合金的替换材料，被广泛用于水冷堆核电机组蒸汽发生器传热管和控制棒驱动机构等部件。
镍基合金690 硬度 -回复
镍基合金690 硬度-回复镍基合金690是一种高强度、高耐蚀性的合金材料，具有出色的硬度特性。
本文将以镍基合金690的硬度为主题，一步一步地解释这种合金材料的硬度特点及其影响因素。
第一步，我们先来了解什么是硬度。
硬度是材料抵抗局部塑性形变或划伤的能力。
常见的硬度测试方法包括布氏硬度(Brinell hardness)、洛氏硬度(Rockwell hardness)和维氏硬度(Vickers hardness)等。
第二步，镍基合金690的硬度特点。
镍基合金690具有较高的硬度，能够在高温环境下保持其硬度特性。
这种合金材料具有出色的抗磨损性和抗变形特性，在恶劣工作条件下能够维持其结构完整性和性能稳定性。
这使得镍基合金690成为许多关键领域的首选材料，例如航空航天、化工和核工业等。
第三步，影响镍基合金690硬度的因素。
镍基合金690的硬度受到多种因素的影响，包括合金成分、热处理和形变处理等。
合金成分是影响镍基合金690硬度的重要因素之一。
合金中添加的不同元素将改变合金的晶体结构和物理性能，进而影响其硬度。
镍基合金690主要由镍、铬、铁和钼等元素组成，其中铬和钼的含量对硬度有着重要影响。
热处理也是影响镍基合金690硬度的关键因素之一。
通过正确的热处理工艺可以改变合金的晶体结构，进而调整其硬度。
例如，通过固溶处理和时效处理可以增强合金的硬度和强度。
形变处理也会影响镍基合金690的硬度。
通过冷加工或热加工，可以改变合金的晶体结构和晶界形貌，从而对其硬度产生影响。
适当的形变处理可以提高合金的硬度和强度。
第四步，镍基合金690硬度测试方法。
常见的测试方法包括布氏硬度、洛氏硬度和维氏硬度等。
其中，维氏硬度测试方法较为准确和精确，可以提供更详细的硬度数值。
总结：镍基合金690具有较高的硬度特点，能够在高温环境下保持其硬度特性。
合金成分、热处理和形变处理等因素对其硬度具有重要影响。
合金的硬度可以通过合适的测试方法进行评估和检测。
Pb对690合金腐蚀行为的影响
Pb对690合金腐蚀行为的影响
李成涛;费克勋;宋利君
【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》
【年(卷),期】2015(036)007
【摘要】为探讨Pb对690合金腐蚀行为的影响开展了有/无Pb的腐蚀试验,采用扫描电镜( SEM)方法、局部电化学交流阻抗( LEIS)方法分别研究了690合金在有/无Pb的NaOH溶液中应力腐蚀行为、电化学行为. 扫描电镜分析结果表明表面腐蚀形貌有差异,Pb存在于腐蚀产物中. 应力腐蚀试验结果表明,690合金在含Pb的NaOH溶液中发生了穿晶型应力腐蚀开裂. 局部电化学交流阻抗谱表明,含1 000 mg/L Pb的NaOH溶液中690合金的电化学阻抗分散性较大.690合金在含Pb 溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性.
【总页数】5页(P1001-1005)
【作者】李成涛;费克勋;宋利君
【作者单位】苏州热工研究院电站寿命管理技术中心,江苏苏州215004;苏州热工研究院电站寿命管理技术中心,江苏苏州215004;苏州热工研究院电站寿命管理技术中心,江苏苏州215004
【正文语种】中文
【中图分类】TG172
【相关文献】
1.铅对划伤690合金应力腐蚀行为的影响 [J], 孟凡江;张志明;徐雪莲;王俭秋;刘晓强
2.热等静压对Inconel 690合金堆焊层腐蚀行为的影响 [J], 车洪艳;陈峰;董浩;刘国辉
3.ETA水工况下SO42-对690合金腐蚀行为的影响 [J], 张锐峰;李宇春;庞飞飞;刘晓伟
4.铅对690合金表面划伤诱发应力腐蚀开裂行为的影响研究 [J], 孟凡江;
5.变形量对690合金在核电一回路水环境中电化学腐蚀行为的影响 [J], 赵瑞涛;李晓刚;程学群;李成涛;马明娟;袁佳梅
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690合金热处理制度与耐蚀性能关系研究的开题报告
690合金热处理制度与耐蚀性能关系研究的开题报告一、题目：690合金热处理制度与耐蚀性能关系研究二、研究背景和意义：690合金具有高强度、高抗氧化和高耐蚀性能，在船舶、海洋工程和石油化工等领域得到广泛应用。
然而，热处理制度会对其微观组织和力学性能产生影响，因此对690合金的热处理制度进行研究是非常必要的。
此外，由于690合金的耐蚀性能直接影响其使用寿命和安全性，因此也需要研究热处理制度与耐蚀性能的关系。
三、研究目的：本研究的主要目的是探究不同热处理制度对690合金的微观组织、力学性能和耐蚀性能的影响规律，以指导合理的制度应用和优化材料性能。
四、研究内容：1. 合金样品的制备和热处理制度设计：采用真空感应熔炼法制备690合金样品，并根据研究需求设计不同的热处理制度，包括固溶处理、时效处理等。
2. 微观组织分析：通过金相观察、扫描电子显微镜分析等手段，分析不同热处理制度下690合金的晶粒尺寸、相组成、析出相形貌等微观组织特征。
3. 力学性能测试：采用万能材料试验机测试不同热处理制度下690合金的拉伸强度、屈服强度等力学性能指标。
4. 耐蚀性能测试：采用盐雾试验、电化学测试等方法评估不同热处理制度下690合金的耐蚀性能，研究其在不同环境条件下的腐蚀行为。
五、研究方法：本研究采用实验研究方法，在实验室条件下通过样品制备、热处理、微观组织分析、力学性能测试和耐蚀性能测试等手段进行研究。
六、预期结果：本研究预期能够揭示热处理制度对690合金微观组织、力学性能和耐蚀性能的影响规律，为合理的制度选择和优化材料性能提供指导。
此外，还能为690合金在船舶、海洋工程和石油化工等领域的应用提供参考依据。
690合金在室温条件下微幅冲击磨损特性研究的开题报告
690合金在室温条件下微幅冲击磨损特性研究的开题报告一、选题背景：690合金，是一种耐高温、高强度的钴基合金，具有很好的耐热腐蚀性能和较高的耐氧化性，在航空、航天、火力发电、石油化工等领域具有重要的应用价值。
然而在实际使用过程中，690合金的微幅冲击磨损特性（MICWE）是一项十分重要的性能指标，会直接影响其使用寿命和性能表现。
因此，对于690合金的MICWE特性进行深入的研究具有重要的学术意义和应用价值。
二、研究目的：本研究旨在在室温环境下，系统研究690合金的微幅冲击磨损特性，并探究其机理和影响因素，为690合金的应用和优化提供理论基础和技术支持。
三、研究内容：1. 了解690合金的基本性能参数和应用领域。
2. 综述690合金在微幅冲击磨损方面的研究现状。
3. 设计微幅冲击磨损试验方案，采用不同条件下的试验方法，对690合金进行微幅冲击磨损试验，并记录试验数据。
4. 对试验数据进行分析，探讨微幅冲击磨损的影响因素和机理。
5. 对试验结果进行比较分析，得出结论和建议，为690合金的应用提供参考。
四、研究方法：1. 文献综述法：查阅相关文献，了解690合金的基本性能参数和应用领域，综述已有的微幅冲击磨损研究成果，为本研究提供理论依据和研究意义。
2. 微幅冲击磨损试验法：设计试验方案，采用专业的试验设备，按照一定条件进行微幅冲击磨损试验，记录试验数据，为后续的分析提供数据支持。
3. 数据分析法：对试验得到的数据进行统计分析、图表展示、对比分析，探讨微幅冲击磨损的影响因素和机理。
五、研究预期成果：1. 系统了解690合金微幅冲击磨损特性，为实现其优化应用提供技术支持和理论依据。
2. 发现690合金微幅冲击磨损的机理和影响因素，为其优化设计提供研究依据和方向。
3. 获取690合金微幅冲击磨损试验数据，有助于为后续的研究提供数据支持和参考。
初探不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响
初探不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响摘要为了研究不同划伤下690合金的腐蚀行为，使用自制装置模拟制备了蒸汽发生器管材在装配中产生的划伤。
使用扫描电镜对高温浸泡实验后的试样进行了观察。
关键词不同划伤量；腐蚀行为；690合金中图分类号TG172 文献标识码 A 文章编号1673-9671-（2012）111-0154-021 概述我国目前的能源形势较为严峻，大力发展新能源势在必行。
核电作为一种清洁安全的能源，是新能源计划中非常重要的一部分，这同时对核电站的运营安全提出了极高的要求。
作为核电站安全运营的关键，对蒸汽发生器管的选材就尤为重要。
600合金（Ni-16Cr-9Fe）曾作为主要管道用合金服役，但由于对晶间腐蚀和铅致SCC抗性不足等问题，其安全系数已大不如前。
在600合金基础上对其化学成分进行优化，研制出690合金（Ni-30Cr-9Fe）。
690合金在恶劣的服役环境中对应力腐蚀的抗性要优良许多，有逐渐取代600合金的趋势。
人们也对此进行了大量研究，但多数基于无划伤的前提，对划伤后的690合金研究较少。
划伤对金属材料的腐蚀性能通常都有影响（如SCC等）。
蒸汽发生器管表面产生划伤的可能原因有多种，主要集中在制造过程、运输过程以及装配过程中，这都是无法避免的。
而核电站服役环境恶劣，对材料的抗腐蚀能力要求非常高，因此，对划伤后的材料的抗腐蚀性能的研究就尤为重要。
孟凡江曾对单一划伤量690合金的腐蚀行为进行了研究。
但实际情况中的划伤量是多种多样的，因此本文对不同划伤量的690合金的腐蚀行为进行初步研究。
2 实验材料制备及实验方法将690合金块材线切割成尺寸为15 mm×15 mm的小块，超声清洗清除掉表面油污，再经过一系列砂纸打磨（最后一道为2000#），然后使用粒度为1.5的金刚石研磨抛光膏进行机械抛光。
划伤试样的制备流程为：用简易划痕装置制备两种划痕，具体特征分别为接触角22°、深度40 μm和接触角60°、深度30 μm，划头划动速度9 mm/s。
Cl_对690合金腐蚀电化学行为的影响
0. 020 0. 21
0. 14 0. 007 0. 001 58. 64 30. 47 9. 97 0. 027
采用 690 合金 切 割 管 作 为工 作 电 极 ， 试样 背 面 点焊引出 铜 导 线， 用环氧树脂将试样包封在聚四
# 氟 乙 烯 中 ． 实验 前 工 作 电 极 用 SiC 水 砂 纸 从 60 逐 # 2 级 打 磨 至 2 000 ， 露 出工 作 面 积 为 0. 8 cm ， 水洗后
［7 ］
醇混合溶液对试样进 行 浸 蚀． 图 1 为 实验 所 用 690 合金的金相与扫描电镜( SEM) 像． 可 以 看 到 晶 界 分 布着 连续 的碳化 物， 这是 690 合金 所 具 有的 明显 的 组织特征．
表1 Table 1 C Si Mn 690 合金的化学成分( 质量分数) Chemical composition of Alloy 690 P S Ni Cr Fe % N
表2 Table 2 溶液类型 无 Cl － 1 有 Cl － 1 B 1 100 1 100
10 kHz ～ 10 Hz， 电位扫描区间为 － 0. 2 ～ 1 V， 扰动电 位 为 10 mV， 直流步长为 0. 02 V． 根据动电位极化曲 线结果， 选择 0. 2 V 作为成 膜 电 位， 将 690 合金 在 此 电位下恒电位极化 1 h， 然后将附有 钝 化 膜 的 690 合 -Schottky 曲线 测试． Mott-Schottky 金试样进行 Mott曲 线 测 试 所 采 用 的 频 率 1 kHz， 电位扫描区间为 － 1. 0 ～ 1. 0 V．
学行为． 极化曲线结果表明: 690 合金在两种溶液中都存在较 窄 的 钝 化 区 间， 在 0. 5 V 出 现 二 次 钝 化 现 象． 电 化学 阻 抗 表 明，
690合金的晶界特征分布及其对晶间腐蚀的影响
表 2 各种样品的处理工艺及晶界特征分布的测量结果( Palumbo Aust[18] 标准) Table 2 Thermomecanical treatments and grain boundary character distribution statistics of each specimen ( Palumbo Aust
第6期
夏 爽等: 690 合 金的晶界特征分布及其对晶间腐蚀的影响
46 3
图 1 样品 A( a) , B( b) , C( c) 的 OIM 图( Palumbo Aust 标准) 。黑线代表随机晶界, 细灰线代表 3 晶 界, 粗灰线代表 9 和 27 晶界, 细白线代表 1 和其它低 CSL 晶界。Bar = 100 !m Fig 1 OIM maps for specimens A( a) , B( b) , C( c) ( Palumbo Aust criterion) . Thin gray lines denote 3 boundaries,
出现 大尺寸的晶粒团簇, 团簇内部晶粒互有 3n 取向差关系。当 低 CSL 晶 界比例低( 46 7% ) 时, 这种晶粒 团簇的
大小 和内含 3n 晶界数量都降低。运用 Palumbo Aust 标准 统计晶 界特征 分布时, 大 尺寸的晶 粒团簇 之间的 随机晶
界的连通性几乎不会 被 打断; 但 运 用 Brandon 标 准统 计时, 这些 随机 晶 界连 通性 明 显被 一些 相 对偏 差较 大 的低
夏 爽* , 周邦新, 陈文觉
( 上海大学 材料研究所, 上海 200072)
摘 要: 运用扫描电子显微镜( SEM) 、电子背散 射衍射( EBSD) 和取向成像显微技 术( OIM ) 研究了 690 合金的晶界特
核电Inconel 690TT合金微动磨损行为及损伤机理研究
核电Inconel 690TT合金微动磨损行为及损伤机理研究压水堆核电站蒸汽发生器传热管是有放射性的一回路系统和无放射性的二回路系统的交界面。
管内高温水流致振动和压力变动导致传热管与其支撑部件之间产生微动磨损,造成传热管的减薄甚至破裂,极大地威胁核电安全。
因此,开展传热管微动磨损行为及损伤机理的研究,不仅对延长传热管的使用寿命,提高核电站的运行效率和安全性具有重要意义,而且能为核电设备抗微动损伤设计提供理论支撑和工程实践指导。
本文以核级Inconel 690TT(thermally treated)合金为研究对象,在不同环境(常温大气、高温大气、高温可控氧含量以及高温高压纯水)下,系统地研究了材料的微动磨损行为及微观损伤机理。
同时,结合光学显微镜、白光形貌仪、激光共焦扫描显微镜、扫描电子显微镜、电子能谱、X射线光电子能谱、拉曼光谱、聚焦离子束以及透射电子显微镜等分析手段,对微动运行区域特性、摩擦系数和磨损量、磨痕亚表面的梯度组织演变、裂纹萌生和扩展进行了细致地分析,建立了微动磨损过程中梯度组织演变模型,取得如下主要结论:(1)常温大气环境:位移幅值的增加以及径向力的减少均促使微动运行区域特性由部分滑移区转变为混合区,最终转变为完全滑移区。
在部分滑移区,氧化磨损主要发生在环状微滑区,材料由304SS(stainless steel)向690TT的单向转移既能发生于中心粘着区又能发生于微滑区,中心粘着区和微滑区的交界处为疲劳裂纹萌生和扩展的高发区。
在混合区,微动磨损的主要机制为剥层磨损、疲劳裂纹的萌生和扩展、氧化磨损以及摩擦副材料的相互转移;在完全滑移区,微动磨损的主要机制为剥层磨损、氧化磨损以及材料的单向转移。
应变梯度和温度梯度的耦合作用导致磨痕亚表层形成梯度纳米结构。
基体首先转变为塑性变形层(PDL),位错大量聚集于塑性变形层,距离表面越远,应变越低;塑性变形层以动态再结晶机制转变为等轴纳米晶结构的摩擦磨损转变结构(TTS);不完全氧化和机械的耦合作用导致TTS层转变为混合层;混合层被充分氧化转变为氧化层。
TiN夹杂物对690合金管在高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀行为的影响
TiN夹杂物对690合金管在高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀行为的影响压水堆核电站的运行经验表明，蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂（SCC）是导致电站停堆的主要因素。
通常，压水堆核电站中主要采取两种措施来避免应力腐蚀的发生：一是严格控制电站回路中的水化学条件，将回路中的溶解02、C1-、S042-和Pb等有害物质控制在极低的水平；二是选用更耐应力腐蚀的传热管材料。
高温高压应力腐蚀浸泡实验表明：690合金比304不锈钢、800合金和600合金具有更强的抗应力腐蚀性能。
因此，在过去的20多年中，690合金被广泛用作压水堆核电站蒸汽发生器的传热管的制备。
然而，690合金在苛刻环境下仍易发生应力腐蚀和晶间腐蚀（IGA），且缺乏核电站中690传热管长期运行的数据。
从水化学角度来看，世界范围内已有超过30座核电站在二回路中发现了Pb的化合物。
因此，Pb被认为是导致600合金和690合金应力腐蚀开裂的原因。
然而，Pb致应力腐蚀开裂机理尚不清楚。
从材料的角度来看，存在于材料中的夹杂物对材料的力学性能和腐蚀性能具有重要影响。
通过扫描断口图像分析，微合金钢中的TiN 夹杂物对于解理裂纹的萌生具有重要作用。
然而，目前为止，关于690合金管表面TiN夹杂物对690合金在高温高压水溶液中的高温电化学和应力腐蚀行为影响的研究报道仍较少。
研究人员系统表征了690合金管中的TiN夹杂物，并通过高温高压电化学实验和高温高压含Pb溶液中的应力腐蚀浸泡实验研究了TiN夹杂物对690合金管的腐蚀和应力腐蚀行为的影响，为690合金管在高温高压水溶液中可能发生的腐蚀和应力腐蚀模式提供参考。
实验所用的商用690合金管由美国电力研究院（EPRI）提供，其尺寸为：外径19.05mm，壁厚1.09mm。
力学性能为：屈服强度303MPa，抗拉强度677MPa，杨氏模量211GPa，泊松比0.289。
690合金管中的夹杂物分布、腐蚀产物形貌和应力腐蚀裂纹等均通过带有能谱（EDS）的FEIXL30型场发射扫描电镜（SEM）观察。
试样形状和Cl-含量对690TT合金在高温高压水中点蚀行为的影响
试样形状和Cl-含量对690TT合金在高温高压水中点蚀行为
的影响
高路杨;但体纯;施慧烈;桂春
【期刊名称】《腐蚀与防护》
【年(卷),期】2016(037)007
【摘要】采用动电位极化法在高温高压水环境中研究了690TT合金的点蚀行为.结果表明:试样与导线点焊部位处的封装影响试样的点蚀电位;管状、片状和棒状试样在自然状态下产生的钝化膜稳定,形状的变化与钝化膜厚度的改变不影响点蚀电位,在Cl-质量分数≤0.001％的溶液中,690TT合金不发生点蚀行为,但随着Cl-含量的增加,点蚀发生并加剧.
【总页数】4页(P575-578)
【作者】高路杨;但体纯;施慧烈;桂春
【作者单位】核动力运行研究所中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;核动力运行研究所中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;核动力运行研究所中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;核动力运行研究所中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223
【正文语种】中文
【中图分类】TG174
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3.SO2-4对X80管线钢在含Cl-的NaHCO3溶液中点蚀行为影响 [J], 梁平;杜翠薇;李晓刚
4.硫和溶解氧含量对低合金钢高温高压水腐蚀疲劳性能的影响 [J], 徐松;吴欣强;韩恩厚;柯伟
5.高温高Cl-含量环境中H2S/CO2分压对超级双相不锈钢UNS S32750点蚀行为的影响 [J], 樊学华;于勇;陈丽娟;迟遥;刘艺盈;刘畅
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热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究
热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究
邱绍宇;苏兴万;文燕;闫福广;喻应华;何艳春
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1995(16)4
【摘要】采用适合高Ｃｒ含量合金的晶间腐蚀试验方法（沸腾６５％ＨＮＯ。
＋０．１％ＨＦ溶夜浸渍试验）和在３１６℃、５０％ＮａＯＨ溶液中的慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）．研究了热处理对６９０合金晶间腐蚀和碱应力腐蚀性能的影响．热处理包括不同固溶温度（９５０－１１５０℃）及特殊热处理（Ｔ．Ｔ７１５℃）时不同保持时间（２～３０ｈ），根据试验结果．推荐６９Ｏ合金的热处理条件是；固溶温度应＜１１００℃，在７１５℃特殊热处理保持时间１５ｈ。
【总页数】6页(P336-341)
【关键词】合金;晶间腐蚀;应力腐蚀;热处理;固溶
【作者】邱绍宇;苏兴万;文燕;闫福广;喻应华;何艳春
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TG151.1;TG174.3
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5.热处理对超临界电沉积Co-Ni-P合金薄膜的摩擦学与电化学腐蚀性能影响研究[J], 侯柏林;刘灿森;苏峰华
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锌对镍基690合金均匀腐蚀影响的XPS分析
万方数据
第３期
姜苏青等：锌对镍基６９０合金均匀腐蚀影响的ＸＰＳ分析
２７１
由图４ａ可看出，无锌溶液中镍基６９０合金 氧化膜的Ｆｅ ２挑／。在１９．５ ｎｍ处出现７０９．８８
ｅＶ
的时间一致，因此判定其很可能是ＺｎＣｒ。Ｏ。。 综上分析可知，加锌后，Ｚｎ对ＮｉＣｒ：０。和 ＦｅＣｒ。Ｏ。中的Ｎｉ和Ｆｅ起到置换作用并形成 ＺｎＣｒ。Ｏ。，验证了加锌对氧化膜内四面体较低 点阵能元素的离子交换。但由于静态高压釜中 Ｚｎ浓度（５０ ｐｐｂ）较低，Ｚｎ除了少量沉积在实 验试样表面，大部分可能沉积在高压釜内壁，因 此Ｚｎ的有效作用浓度并不够高，只实现了对 Ｎｉ的部分置换，后期研究可继续加大Ｚｎ浓度 或利用可控水化学的动态高压釜进行实验。
２００
一。．Ｅ∞），棚卿蓉健
ｐｐｍ的溶液（常温下ｐＨ一６．９５），另 ｐｐｍ＋锌（Ｚｎ（ＣＨ３ＣＯＯ）２・２Ｈ２０）浓
Ｆｉｇ．１
１组为锂（ＬｉＯＨ）浓度２ ｐｐｍ＋硼（Ｈ。ＢＯ。）浓
２００
图１镰基６９０合金在３１５℃元锌与 加锌溶液中的腐蚀增重
ｃｕｒｖｅｓ
一１．０
。
时间，ｌｌ
度５０ ｐｐｂ的溶液（常温下ｐＨ一６．９０）。
１．３实验方法
Ｗｅｉｇｈｔ ｇａｉｎ
ｏｆ ｎｉｃｋｅｌ—ｂａｓｅ ａｌｌｏｙ ６９０
ａｔ
ｉｎ ｎｏｎ－ｚｉｎｃ ａｎｄ ｚｉｎｃ ｓｏｌｕｔｉｏｎｓ
３１５℃
实验共１
５００
ｈ，每３００ ｈ为１个周期，共５ ２．２氧化膜形貌观察 图２为试样在无锌和注锌５０ ｐｐｂ溶液中 腐蚀１
５００
个周期。每个周期均更新溶液以维持溶液中各 元素浓度，空白无锌实验即为向高压釜内添加 第１组溶液，加锌实验使用的第２组实验介质 为在釜内添加第１组溶液后再加入少量已配好 的醋酸锌溶液以形成５０ ｐｐｂ的锌浓度。每个 周期后对试样干燥称重，并计算腐蚀增重。 氧化膜化学成分深度分布ＸＰＳ分析采用 美国Ｐｅｒｋｉｎ－Ｅｌｍｅｒ公司ＰＨＩ
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初探不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响
摘要为了研究不同划伤下690合金的腐蚀行为，使用自制装置模拟制备了蒸汽发生器管材在装配中产生的划伤。
使用扫描电镜对高温浸泡实验后的试样进行了观察。
关键词不同划伤量；腐蚀行为；690合金
中图分类号TG172 文献标识码 A 文章编号1673-9671-（2012）111-0154-02
1 概述
我国目前的能源形势较为严峻，大力发展新能源势在必行。
核电作为一种清洁安全的能源，是新能源计划中非常重要的一部分，这同时对核电站的运营安全提出了极高的要求。
作为核电站安全运营的关键，对蒸汽发生器管的选材就尤为重要。
600合金（Ni-16Cr-9Fe）曾作为主要管道用合金服役，但由于对晶间腐蚀和铅致SCC抗性不足等问题，其安全系数已大不如前。
在600合金基础上对其化学成分进行优化，研制出690合金（Ni-30Cr-9Fe）。
690合金在恶劣的服役环境中对应力腐蚀的抗性要优良许多，有逐渐取代600合金的趋势。
人们也对此进行了大量研究，但多数基于无划伤的前提，对划伤后的690合金研究较少。
划伤对金属材料的腐蚀性能通常都有影响（如SCC等）。
蒸汽发生器管表面产生划伤的可能原因有多种，主要集中在制造过程、运输过程以及装配过程中，这都是无法避免的。
而核电站服役环境恶劣，对材料的抗腐蚀能力要求非常高，因此，对划伤后的材料的抗腐蚀性能的研究就尤为重要。
孟凡江曾对单一划伤量690合金的腐蚀行为进行了研究。
但实际情况中的划伤量是多种多样的，因此本文对不同划伤量的690合金的腐蚀行为进行初步研究。
2 实验材料制备及实验方法
将690合金块材线切割成尺寸为15 mm×15 mm的小块，超声清洗清除掉表面油污，再经过一系列砂纸打磨（最后一道为2000#），然后使用粒度为1.5的金刚石研磨抛光膏进行机械抛光。
划伤试样的制备流程为：用简易划痕装置制备两种划痕，具体特征分别为接触角22°、深度40 μm和接触角60°、深度30 μm，划头划动速度9 mm/s。
将带划伤试样放入容积为5L的高压釜中进行高温浸泡实验，介质为10% NaOH加10 g/L PbO（高纯级99.999%），除氧升温至330℃后保温720 h。
保温结束后取出试样，并用去离子水冲洗干净。
使用扫描电镜对试样截面进行观察。
3 实验结果
为了叙述方便，定义划痕的底部为“底”，两侧位置为“堤”。
图1 接触角为22°深度为40 μm
图2 接触角为60°深度为30 μm
通过对SEM照片的观察可以看出，不同划伤量对690合金的腐蚀行为的影响不尽相同。
划痕深度为40 μm接触角为22°的试样只在“堤”的少数地方发生了沿晶应力腐蚀开裂，最长的微裂纹约为13 μm。
划痕深度为30 μm接触角为60°的试样在底部也未发生应力腐蚀开裂，但在右侧的堤部产生了较为密集的裂纹，最长裂纹长度达到约40 μm。
可以得出简单的结论：在同样的服役环境下，不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响是不同的，但是由于参数选择较少，无法得出规律性的结论。
参考文献
[1]瞿剑.中国核电：春天来了[N].科技日报，2009，3.
[2]弗罗斯特.核材料.见：卡恩，哈森，克雷默.材料科学与技术丛书[M].北京：科学出版社，1999.
[3]赵麦群.金属的腐蚀与防护[J].北京：国防工业出版社，2002.
[4]张红斌，李守军，胡尧和等.国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel690合金研究现状[J].特钢技术，2003，4：2-11.
[5]“INCONEL Alloy 690（Corrosion-Resistant High-Chromium Nickel Alloy）”，Alloy Digest，Filing Code：Ni-266，Nickel Alloy，March 1981.
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[7]A. J. Sedriks，J. W. Schult，and M. A. Cordovi：“Inconel Alloy 690：A New Corrosion Resistant Material”，Boehoku Gijutsu（Corros. Eng. ），1979，vol. 28，82-95.
[8]J. R. Crum，“Stress Corrosion Cracking Testing of Inconel 600 and 690 Under High-Temperature Caustic Conditions”，Corrosion，42（6），368-372，1986.
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