任 爱，李成涛，刘飞华，李 岩，李成涛，李晓刚

(1. 苏州热工研究院 寿命评估中心，苏州 215004；2. 北京科技大学 新材料技术研究院，北京100083)

Cl-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响

任 爱1，李成涛1，刘飞华1，李 岩1，李成涛2，李晓刚2

(1. 苏州热工研究院 寿命评估中心，苏州 215004；2. 北京科技大学 新材料技术研究院，北京100083)

采用扫描电子显微镜和X射线衍射仪研究了Cl-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响。研究表明：690合金内外表面状态对其腐蚀形貌有显著影响，Cl-使得表面形成的钝化膜不均匀，出现较多的点蚀坑。溶液中的Cl-能够影响腐蚀产物膜的结构。当溶液中不含有Cl-时，腐蚀产物膜为双层结构，外层腐蚀产物为颗粒状；当溶液中含有Cl-时，腐蚀产物膜具有单层结构。XRD结果表明：两种环境中的钝化膜产物主要由Cr2O3、NiFe2O4、NiO等氧化物组成，但含Cl-条件下的氧化物较少。

690合金；腐蚀；Cl-；钝化膜

美国发展的690合金因具有优良的耐应力腐蚀性能，被认为可取代原有传热管材料600合金和800合金，成为未来压水堆核电站蒸发器传热管最有前途的替换材料[1]。690合金不仅在氢氧化钠溶液中具有比Inconel 600、Incoloy 800、304L不锈钢更优异的抗应力腐蚀开裂性能，还具有较高的强度、良好的冶金稳定性和优良的加工特性[2]。目前，国内压水反应堆核电站蒸汽发生器广泛使用690合金作为传热管材料。

压水堆核电站蒸汽发生器的主要功能是通过传热管将一回路的热量传递给二回路。压水反应堆环境极其苛刻，容易发生各种腐蚀破损现象。……