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摘?要 为了研究不同划伤下690合金的腐蚀行为，使用自制装置模拟制备了蒸汽发生器管材在装配中产生的划伤。使用扫描电镜对高温浸泡实验后的试样进行了观察。
关键词 不同划伤量；腐蚀行为；690合金
中图分类号 TG172 文献标识码 A 文章编号 1673-9671-（2012）111-0154-02
1 概述
我国目前的能源形势较为严峻，大力发展新能源势在必行。核电作为一种清洁安全的能源，是新能源计划中非常重要的一部分，这同时对核电站的运营安全提出了极高的要求。作为核电站安全运营的关键，对蒸汽发生器管的选材就尤为重要。600合金（Ni-16Cr-9Fe）曾作为主要管道用合金服役，但由于对晶间腐蚀和铅致SCC抗性不足等问题，其安全系数已大不如前。在600合金基础上对其化学成分进行优化，研制出690合金（Ni-30Cr-9Fe）。690合金在恶劣的服役环境中对应力腐蚀的抗性要优良许多，有逐渐取代600合金的趋势。人们也对此进行了大量研究，但多数基于无划伤的前提，对划伤后的690合金研究较少。
划伤对金属材料的腐蚀性能通常都有影响（如SCC等）。蒸汽发生器管表面产生划伤的可能原因有多种，主要集中在制造过程、运输过程以及装配过程中，这都是无法避免的。而核电站服役环境恶劣，对材料的抗腐蚀能力要求非常高，因此，对划伤后的材料的抗腐蚀性能的研究就尤为重要。孟凡江曾对单一划伤量690合金的腐蚀行为进行了研究。但实际情况中的划伤量是多种多样的，因此本文对不同划伤量的690合金的腐蚀行为进行初步研究。
2 实验材料制备及实验方法
将690合金块材线切割成尺寸为15 mm×15 mm的小块，超声清洗清除掉表面油污，再经过一系列砂纸打磨（最后一道为2000#），然后使用粒度为1.5的金刚石研磨抛光膏进行机械抛光。
划伤试样的制备流程为：用简易划痕装置制备两种划痕，具体特征分别为接触角22°、深度40 μm和接触角60°、深度30 μm，划头划动速度9 mm/s。
将带划伤试样放入容积为5L的高压釜中进行高温浸泡实验，介质为10% NaOH加10 g/L PbO（高纯级99.999%），除氧升温至330℃后保温720 h。保温结束后取出试样，并用去离子水冲洗干净。使用扫描电镜对试样截面进行观察。
3 实验结果
为了叙述方便，定义划痕的底部为“底”，两侧位置为“堤”。
图1 接触角为22°深度为40 μm
图2 接触角为60°深度为30 μm
通过对SEM照片的观察可以看出，不同划伤量对690合金的腐蚀行为的影响不尽相同。划痕深度为40 μm接触角为22°的试样只在“堤”的少数地方发生了沿晶应力腐蚀开裂，最长的微裂纹约为13 μm。划痕深度为30 μm接触角为60°的试样在底部也未发生应力腐蚀开裂，但在右侧的堤部产生了较为密集的裂纹，最长裂纹长度达到约40 μm。
可以得出简单的结论：在同样的服役环境下，不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响是不同的，但是由于参数选择较少，无法得出规律性的结论。
参考文献
[1]瞿剑.中国核电：春天来了[N].科技日报，2009，3.
[2]弗罗斯特.核材料.见：卡恩，哈森，克雷默.材料科学与技术丛书[M].北京：科学出版社，1999.
[3]赵麦群.金属的腐蚀与防护[J].北京：国防工业出版社，2002.
[4]张红斌，李守军，胡尧和等.国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel690合金研究现状[J].特钢技术，2003，4：2-11.
[5]“INCONEL Alloy 690（Corrosion-Resistant High-Chromium Nickel Alloy）”，Alloy Digest，Filing Code： Ni-266， Nickel Alloy， March 1981.
[6]J.R.Crum.“Stress-Corrosion-Cracking Testing of INCONEL Alloy 600 and 690 in High-Temperature Caustic”， Corrosion/84， April 1984.
[7]A. J. Sedriks， J. W. Schult， and M. A. Cordovi： “Inconel Alloy 690： A New Corrosion Resistant Material”， Boehoku Gijutsu（Corros. Eng. ）， 1979， vol. 28， 82-95.
[8]J. R. Crum， “Stress Corrosion Cracking Testing of Inconel 600 and 690 Under High-Temperature Caustic Conditions”， Corrosion，42（6）， 368-372， 1986.
[9]J. M. Sarver， J. R. Crum， W. L. Mankins， “Carbide Precipitation and SCC Behavior of Inconel Alloy 690”， Corrosion， 44（5）， 288-289， 1988.
[10]J. R. Crum， and T. Nagashima， “Review of Alloy 690 Steam Generator Studies”.
[11]A. Smith. Relationship Between Composition， Microstructure and Corrosion Behavior of Alloy 690 Steam Generator Tubing for PWR Systems[J]. Proc 4th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. Water Reactors. 1989： 5. 33-5. 46.
[12]刘素娥.690合金的成分和显微组织对腐蚀行为的影响[J].腐蚀科学与防护技术，1995，7（2）：146-150.
[13]L. L. W. Wilson. Caustic Stress Corrosion Cracking of Iron-Nickel. Chromium Alloys. Stress Corrosion Cracking and Hydrogen Embrittlement of Iron Base Alloys. 1973： 1189-1204.
[14]Krystyna Stiller. Structure， Chemistry and Stress Corrosion Cracking of Grain Boundaries in Alloys 600 and 690[J].Metallurgical and Materials Transaction A， 1996， 27A， 2： 327-341.
[15]邱绍宇.热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究[J].核动力工程，1995，16（4）：336-340.
[16]P.E.Doherty.蒸汽发生器690合金管村腐蚀性能概述[J].国外核动力，1999，5：20-26.
[17]孟凡江.划伤对690合金腐蚀行为的影响[J].中国青年腐蚀与防护研讨会，2007.
作者简介
韩仲景（1986—），男，汉族，山西忻州人，工学硕士，沈阳工业大学材料学专业，研究方向：金属材料及应用。
关键词 不同划伤量；腐蚀行为；690合金
中图分类号 TG172 文献标识码 A 文章编号 1673-9671-（2012）111-0154-02
1 概述
我国目前的能源形势较为严峻，大力发展新能源势在必行。核电作为一种清洁安全的能源，是新能源计划中非常重要的一部分，这同时对核电站的运营安全提出了极高的要求。作为核电站安全运营的关键，对蒸汽发生器管的选材就尤为重要。600合金（Ni-16Cr-9Fe）曾作为主要管道用合金服役，但由于对晶间腐蚀和铅致SCC抗性不足等问题，其安全系数已大不如前。在600合金基础上对其化学成分进行优化，研制出690合金（Ni-30Cr-9Fe）。690合金在恶劣的服役环境中对应力腐蚀的抗性要优良许多，有逐渐取代600合金的趋势。人们也对此进行了大量研究，但多数基于无划伤的前提，对划伤后的690合金研究较少。
划伤对金属材料的腐蚀性能通常都有影响（如SCC等）。蒸汽发生器管表面产生划伤的可能原因有多种，主要集中在制造过程、运输过程以及装配过程中，这都是无法避免的。而核电站服役环境恶劣，对材料的抗腐蚀能力要求非常高，因此，对划伤后的材料的抗腐蚀性能的研究就尤为重要。孟凡江曾对单一划伤量690合金的腐蚀行为进行了研究。但实际情况中的划伤量是多种多样的，因此本文对不同划伤量的690合金的腐蚀行为进行初步研究。
2 实验材料制备及实验方法
将690合金块材线切割成尺寸为15 mm×15 mm的小块，超声清洗清除掉表面油污，再经过一系列砂纸打磨（最后一道为2000#），然后使用粒度为1.5的金刚石研磨抛光膏进行机械抛光。
划伤试样的制备流程为：用简易划痕装置制备两种划痕，具体特征分别为接触角22°、深度40 μm和接触角60°、深度30 μm，划头划动速度9 mm/s。
将带划伤试样放入容积为5L的高压釜中进行高温浸泡实验，介质为10% NaOH加10 g/L PbO（高纯级99.999%），除氧升温至330℃后保温720 h。保温结束后取出试样，并用去离子水冲洗干净。使用扫描电镜对试样截面进行观察。
3 实验结果
为了叙述方便，定义划痕的底部为“底”，两侧位置为“堤”。
图1 接触角为22°深度为40 μm
图2 接触角为60°深度为30 μm
通过对SEM照片的观察可以看出，不同划伤量对690合金的腐蚀行为的影响不尽相同。划痕深度为40 μm接触角为22°的试样只在“堤”的少数地方发生了沿晶应力腐蚀开裂，最长的微裂纹约为13 μm。划痕深度为30 μm接触角为60°的试样在底部也未发生应力腐蚀开裂，但在右侧的堤部产生了较为密集的裂纹，最长裂纹长度达到约40 μm。
可以得出简单的结论：在同样的服役环境下，不同划伤量对690合金腐蚀行为的影响是不同的，但是由于参数选择较少，无法得出规律性的结论。
参考文献
[1]瞿剑.中国核电：春天来了[N].科技日报，2009，3.
[2]弗罗斯特.核材料.见：卡恩，哈森，克雷默.材料科学与技术丛书[M].北京：科学出版社，1999.
[3]赵麦群.金属的腐蚀与防护[J].北京：国防工业出版社，2002.
[4]张红斌，李守军，胡尧和等.国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel690合金研究现状[J].特钢技术，2003，4：2-11.
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[6]J.R.Crum.“Stress-Corrosion-Cracking Testing of INCONEL Alloy 600 and 690 in High-Temperature Caustic”， Corrosion/84， April 1984.
[7]A. J. Sedriks， J. W. Schult， and M. A. Cordovi： “Inconel Alloy 690： A New Corrosion Resistant Material”， Boehoku Gijutsu（Corros. Eng. ）， 1979， vol. 28， 82-95.
[8]J. R. Crum， “Stress Corrosion Cracking Testing of Inconel 600 and 690 Under High-Temperature Caustic Conditions”， Corrosion，42（6）， 368-372， 1986.
[9]J. M. Sarver， J. R. Crum， W. L. Mankins， “Carbide Precipitation and SCC Behavior of Inconel Alloy 690”， Corrosion， 44（5）， 288-289， 1988.
[10]J. R. Crum， and T. Nagashima， “Review of Alloy 690 Steam Generator Studies”.
[11]A. Smith. Relationship Between Composition， Microstructure and Corrosion Behavior of Alloy 690 Steam Generator Tubing for PWR Systems[J]. Proc 4th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. Water Reactors. 1989： 5. 33-5. 46.
[12]刘素娥.690合金的成分和显微组织对腐蚀行为的影响[J].腐蚀科学与防护技术，1995，7（2）：146-150.
[13]L. L. W. Wilson. Caustic Stress Corrosion Cracking of Iron-Nickel. Chromium Alloys. Stress Corrosion Cracking and Hydrogen Embrittlement of Iron Base Alloys. 1973： 1189-1204.
[14]Krystyna Stiller. Structure， Chemistry and Stress Corrosion Cracking of Grain Boundaries in Alloys 600 and 690[J].Metallurgical and Materials Transaction A， 1996， 27A， 2： 327-341.
[15]邱绍宇.热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究[J].核动力工程，1995，16（4）：336-340.
[16]P.E.Doherty.蒸汽发生器690合金管村腐蚀性能概述[J].国外核动力，1999，5：20-26.
[17]孟凡江.划伤对690合金腐蚀行为的影响[J].中国青年腐蚀与防护研讨会，2007.
作者简介
韩仲景（1986—），男，汉族，山西忻州人，工学硕士，沈阳工业大学材料学专业，研究方向：金属材料及应用。