刘晓强，孟凡江，徐雪莲，汪家梅，杨　晨，张乐福

（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.上海交通大学核能科学与工程学院，上海200240）



690合金晶间腐蚀化学浸泡试验方法的适用性

刘晓强1，孟凡江1，徐雪莲1，汪家梅2，杨晨2，张乐福2

（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.上海交通大学核能科学与工程学院，上海200240）

摘 要：通过化学浸泡试验、动电位极化曲线并结合扫描电镜（SEM）对晶间腐蚀形貌的观察，研究探讨了ASTM A262 B法、C法以及硝酸-氢氟酸法三种化学浸泡试验方法对不同热处理态的690合金管的晶间腐蚀敏感性检测的适用性。结果表明：三种化学浸泡方法中，硝酸-氢氟酸法最佳，能准确且快速地评价690合金管的晶间腐蚀敏感性。

关键词：690合金；晶间腐蚀；标准方法；浸泡试验

蒸汽发生器（SG）是压水堆核电站（PWR）中连接一回路与二回路的枢纽，其良好运转对整个核电站的安全运营至关重要。早期的压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料主要采用304不锈钢、316不锈钢和镍基600合金［1-2］。根据实际运行经验发现蒸汽发生器传热管的主要失效方式是晶间腐蚀（IGC）和应力腐蚀开裂（SCC）。由于镍基690合金具有更优异的抗晶间腐蚀和抗应力腐蚀性能而逐渐替代镍基600合金成为压水堆核电站蒸汽发生器传热管的首选材料。

690合金是一种在600合金基础上发展起来，约含30%（质量分数，下同）铬的奥氏体型镍基耐蚀合金［3］。但由于奥氏体不锈钢和镍基合金等材料经过焊接、热处理或者高温环境中使用后，会导致敏化，造成碳元素与铬元素在晶界处形成碳化物，引起晶界附近出现严重贫铬现象，从而使晶界耐腐蚀性下降，容易发生晶间腐蚀，导致失效。……