蒸汽发生器用690合金传热管表面划伤处理工艺研究
孟凡江1*,吴斌2,明洪亮2,李荣博1,王俭秋2
1 上海核工程研究设计院有限公司,上海,200233
2 中国科学院金属研究所,沈阳,110016
详细摘要:压水堆核电站蒸汽发生器传热管表面积约占一、二回路总的压力边界的近80%,因而690合金的耐腐蚀性能对核电站的长期服役安全至关重要。690合金传热管在其生产制造、安装期间不可避免的会产生表面划伤。划伤过程会产生残余应力/残余变形,易成为应力腐蚀裂纹萌生源。对于可达部位的传热管划伤(6种划伤深度:10、30、50、70、90和110μm),如何进行处理(两种打磨工艺)是本研究重点关注的问题。通过微观分析和应力腐蚀试验设计,系统研究了表面打磨工艺对传热管正常表面组织、划伤局部组织以及应力腐蚀性能的影响。
应力腐蚀试验在325℃除氧10% NaOH中进行。利用扫描电镜、EBSD、透射电镜等分析手段,对原始划伤传热管和划伤并局部打磨的传热管进行了微观组织分析。两种表面处理工艺对基体材料造成的影响很小,可以消除划伤区域两侧的塑性堆积区,但不会影响划伤凹槽底部的微观组织。经打磨的划伤传热管应力腐蚀试验后,打磨区域发生了择优氧化,裂纹数量比未打磨前大量减少,论证了打磨工艺的有效性。

图1. 表面处理的划伤试样经应力腐蚀试验后的截面形貌
参考文献:
[1] Meng F, Wang J, Han E-H, et al. Corrosion Science, 2009, 51(11): 2761-2769.
[2] Meng F, Han E-H, Wang J, et al. Electrochimica Acta, 2011, 56(4): 1781-1785.
博士毕业于中国科学院金属研究所,现为上海核工程研究设计院有限公司高级工程师、核能材料室主任助理。长期从事核电站材料开发与评价、腐蚀与防护、老化管理等研究,在《Nature Communications》、《Corrosion Science》、《Corrosion》、《Electrochimica Acta》、《腐蚀与防护》等学术期刊上发表论文15篇以上;曾荣获中国电力企业联合会一等奖1项,中国核能行业协会一等奖1项、三等奖2项;担任国家重点研发计划“核电站关键设备及构筑物老化机理与寿命预测技术研究”.