Incoloy 800与Inconel 690抗腐蚀性能研究现状

刘影恬++蒲晶菁++倪桂兵++成鑫

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）-0090-02

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）[1]。20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。为解决这一问题，德国尝试使用Incoloy 800合金，法、美、日等国在600合金基础上联合开发了高耐蚀的Inconel 690 （TT）合金。

2 Incoloy 800合金

1950年，Ni-Fe-Cr合金Incoloy 800进入市场。李钧[2]等研究了晶界工程工艺对Incoloy 800合金抗腐蚀性能的影响，表明Incoloy 800合金经980 ℃固溶处理15 min+冷轧5%+980 ℃退火15 min，其抗晶间腐蚀性能和临界点蚀电位显著提高。

Incoloy 800合金与其它奥氏体不锈钢材料一样，在一定的高温腐蚀环境下会出现晶间腐蚀现象。乔培鹏[1]等采用320 ℃下含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟一回路水质研究了800合金的抗腐蚀性能，结果表明基体表面存在未均匀溶解的TiN颗粒，导致点蚀坑的出现；腐蚀500 h后试样内环处局部出现了晶间腐蚀倾向，腐蚀1000 h后晶间腐蚀从内环边界向基体方向延伸，腐蚀1500 h后深度达20 μm，扩散速率为13.3 nm/h。

3 Inconel 690合金

Inconel 690是一种奥氏体合金，具有较高的强度、良好的冶金稳定性和优良的加工性能。对690合金的研究主要集中在：（1）通过改变690合金的成分和热处理工艺，使其具有更优异的抗腐蚀性能；（2）研究690合金在不同腐蚀介质中的抗腐蚀性能，以通过改善工作环境延长其使用寿命。

3.1 690合金热处理工艺研究

690合金的热处理制度主要为固溶处理和TT处理。王子君[3]等研究了1050 ℃～1150 ℃固溶处理对690合金组织和力学性能的影响，当温度由1050 ℃升高至1100 ℃，平均晶粒尺寸呈线性增长，超过1100 ℃时快速增长，690合金主要为细晶强化，随固溶温度升高，其室温抗拉和屈服强度均有所下降。TT处理主要是改善由于晶界碳化物的形成所引起的晶界贫铬程度，对690合金晶界贫铬区析出物长大及抗腐蚀性能有重要影响。综上所述，常用工艺大致为（1050～1100）×2.5 min+700×（10～20）h。

3.2 690合金抗腐蚀性能研究

李成涛[4]等选取LiOH和H3BO3配制腐蚀溶液来模拟一回路水化学成分，研究了Cl-对690合金腐蚀电化学行为的影响，表明690合金在有Cl-和无Cl-的一回路模拟溶液中都存在一定范围的钝化区间，且存在二次钝化的现象；在两种模拟溶液中均形成n-p结构膜，Cl-的加入使得膜中的施主/受主密度增大而降低了膜的保护性。朱志平[5]等模拟二回路水化学条件，采用Tafel极化曲线法和电化学阻抗法研究了690合金在乙醇胺（ETA）和全挥发处理（AVT）水工况下的电化学行为，表明升高温度或加入Cl-、SO42-会降低690合金的自腐蚀电位及表面电化学阻抗，增大腐蚀电流密度。随后的研究表明690合金在1050 ℃～1100 ℃下具有最优异的抗腐蚀性能，温度低于或高于该区间抗腐蚀性能均有所下降。

4 Incoloy 800及Inconel 690抗腐蚀性能对比

郦晓慧[6]等研究了690合金和800合金在模拟一回路高温高压水环境中的腐蚀行为，二者的自腐蚀电位均随浸泡时间延长而降低，经408 h浸泡后，690合金表面生成大量针状氧化物，富Cr氧化层主要位于氧化膜内侧；而800合金表面则生成针状及颗粒状氧化物，富Cr氧化层主要位于氧化膜外侧，相比之下690合金具有更优异的抗腐蚀性能。随研究深入[7]，在压强为10 MPa下800合金及690合金的腐蚀开路电势与温度的关系如图1所示，25 ℃～250 ℃时690的开路电势较低，因此抗腐蚀性能较好；250 ℃～300 ℃时，二者抗腐蚀性能相近。此外，如表1所示，杨湘[8]等研究了690及800合金管在模拟一回路介质（静态高压釜）试验中的均匀腐蚀速率和金属释放速率，同样表明690合金的抗均匀腐蚀性能优于800合金。

5 结语

我国积极发展核电，每年200万千瓦核电机组的建设至少需消耗350 t的690合金管材。国内研究人员成功开发了耐应力腐蚀和点腐蚀性能优良、具有完全自主知识产权的蒸汽发生器用传热管材料，形成了国产Inconel 690TT等蒸汽发生器传热管的产业化能力[9]，对保障我国核设施长期有效运行及国家安全意义重大。

参考文献

[1] 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.

[2] 李钧，苏诚，张磊，等.晶界工程处理对Incoloy800合金耐腐蚀性能和力学性能的影响[J].上海大学学报：自然科学版，2013，13（5）：540-544.

[3] 王子君，郑文杰，宋志刚，等.固溶处理对690镍基合金组织和力学性能的影响[J].特殊钢，2011，32（4）：67-70.

[4] 李成涛，程学群，董超芳，等.Cl-对690合金腐蚀电化学行为的影响[J].北京科技大学学报，2011，33（4）：444-448.

[5] 朱志平，赵永福，周瑜，等.690合金在ETA和AVT水工况下的电化学性能[J].腐蚀科学与防护技术，2012，24（4）：285-290.

[6] 郦晓慧，王俭秋，韩恩厚，等.核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水中的腐蚀行为研究[J].金属学报，2012，48（8）：941-950.

[7] LiXH，WangJQ，HanE-H，etal.CorrosionbehaviorforAlloy690andAlloy

800tubesinsimulatedprimarywater[J].CorrosionScience，2013，67：169-178.

[8] 杨湘，苏兴万，文燕.国产Inconel合金管的性能及应用研究[J].核动力工程，1997，18（3）：269-272.

[9] 宋志刚.中国压水堆蒸汽发生器传热管的研究及国产化[J].钢铁研究学报，2013，25（8）：1-5.endprint