国内外蒸汽发生器传热管如今在选材方面多采用690TT合金,690合金经过TT(thermal treatment)处理(固溶处理后在一定温度下进行时效热处理),可以改善其对于晶间腐蚀(IGA)和沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)的敏感性。另外,690TT合金还具有优异的耐氯离子应力腐蚀和耐点蚀的能力。迄今为止,690TT传热管在服役的20余年时间内尚没有腐蚀失效的公开记录,但出于安全性能和寿命预测方面的考虑,必须对合金在核电站水环境中的耐蚀性能及失效状况进行详尽的分析及研究。在众多使用传统材料600合金做为蒸汽发生器(SG)传热管的破裂失效现场事例中,都发现有铅的存在。在压水堆的蒸汽/水系统中,铅可经多种途径进入,铅诱导(铅致)的应力腐蚀开裂(PbSCC)是传热管损伤破坏的最主要类型。国内外科研工作者对于690TT合金在碱性加铅介质中的IGA和IGSCC的腐蚀行为及其产生机理所做的工作较少,且未有很明确的理论。因此本论文通过不同含铅量、不同浸泡时间和不同pH值三个影响因素,重点研究了不同表面状态的690TT合金在碱性加铅介质中的腐蚀情况,同时分析了铅致IGA和IGSCC的成因和发展过程,并对腐蚀环境中氧化膜的形成和生长机理以及对于耐蚀性的影响做了详细的研究和分析。此外本文还对690TT合金在一回路水环境中的氧化膜生长情况进行了研究和论述。本文的研究结果揭示了Pb对于690TT合金腐蚀性能的影响以及氧化膜的生长机理,可以指导于核电站工厂的实际运行,具有重要的现实意义。　　 本文的实验结果表明:在330℃,10％NaOH腐蚀介质中,690TT合金不产生IGA,只发生均匀腐蚀。加入PbO后,690TT合金产生IGA和IGSCC。含铅量增加,IGA和IGSCC进一步增多。10％NaOH+10g/L PbO腐蚀介质中,随浸泡时间的增加,IGA越发严重。线切割样品浸泡30天后,IGA发展成为IGSCC。在相同含铅介质中,NaOH浓度从1％、4％到10％逐渐增大,IGA和均匀腐蚀也越发严重。在相同加铅介质中,线切割样品的IGA和表面的均匀腐蚀最严重,其次是打磨样品,电解样品最轻。含铅量对于690TT合金IGSCC的敏感性影响不大,pH值对于合金的IGSCC敏感性影响较大。　　 690TT合金在10％NaOH含铅与不含铅的介质中,所有试样都失重。在1％NaOH和4％NaOH加铅介质中,样品都增重。同样表面状态样品,随浸泡时间增加,试样失重增大。同样的浸泡时间,失重顺序为线切割试样>打磨试样>电解试样。　　 在碱性介质中,690TT合金氧化膜都是由NiO、NiFe2O4和NiCr2O4构成。10％NaOH介质中,氧化膜分层,以富Fe/Ni的氧化物为主,具有n型半导体特征。其它介质条件下,合金的氧化膜同时具有n型和p型半导体特征,由混杂的富Cr和富Ni氧化区域构成,氧化膜表面富Cr。其中富Cr的氧化物呈现p型半导体特征,而富Fe/Ni的氧化物为n型半导体类型。1％和4％含铅介质氧化膜缺陷浓度小,其载流子密度相比10％含铅介质中小很多。　　 690TT合金在一回路水环境中形成的氧化膜分层,同时具有n型和p型半导体特征。不同表面状态试样的氧化膜结构不同,线切割样品和电解样品内层为丝状的Ni(Fe,Cr)2O4氧化物,外层为大颗粒的尖晶石氧化物NiFe2O4。打磨样品内层为较致密的细晶状Ni(Fe,Cr)2O4氧化物,外层富Cr,为大颗粒的尖晶石氧化物NiCr2O4和NiFe2O4。