晶间碳化物对镍基690合金应力腐蚀开裂的影响机理研究

It is of great importance to reveal the mechanism of stress corrosion cracking (SCC) of alloy 690 in pressurized water reactor (PWR) environment, for the manufacturing and life prediction of nuclear power components. Previous works show that grain boundary carbides can in some cases accelerate and in other cases mitigate the stress corrosion cracking of alloy 690. If cold worked, the effect of carbide on SCC becomes more complicated, and the mechanism is still not well understood. In the present research, typical alloy 690 testing material with carbides of different size, number and distribution will be prepared by different thermal treatment processes. Plastic deformation will be applied by cold forging to simulate the practical state of an alloy 690 nuclear component. The specimens will be subjected to SCC tests under PWR water environments to obtain crack growth rate. Microstructure analysis methods, such as TEM, TKD and EELS, will be used to characterize the crack propagation path, crack tip morphology, chemical compositions, and oxide structure. Further, the effects of carbides and cold work on SCC of alloy 690 will be clarified.

揭示镍基690合金在压水堆环境中的应力腐蚀开裂机制，对于指导压水堆核电设备的制造和寿命评估具有重要意义。前人研究表明，晶间碳化物对690合金的应力腐蚀开裂既有促进也有阻碍作用，冷变形后碳化物的作用规律更加复杂，目前机理尚不明确。本课题拟通过对镍基690合金首先实施不同时效处理，获得含有不同颗粒尺寸、数量及分布晶间碳化物的代表性试验材料，然后对其进行冷压变形，模拟设备材料的实际状态，再对冷变形后的试样进行模拟压水堆环境的应力腐蚀试验，获得不同状态试样的裂纹扩展速率。最后，结合TEM、TKD及EELS等微观分析手段，研究裂纹扩展路径、裂尖组织结构、微区成分以及氧化膜形态，揭示晶间碳化物及冷变形对690合金应力腐蚀裂纹开裂的影响规律。

本课题以反应堆一回路主要结构材料镍基690合金为研究对象，针对晶间碳化物对冷变形镍基 690 合金在压水堆一回路环境中的应力腐蚀开裂的影响规律和机理不明的问题，通过多种热处理工艺调控的方式，研究晶间碳化物和冷变形耦合作用对690合金的应力腐蚀开裂影响机制。结果发现，当无冷变形时，晶界碳化物阻碍了裂纹向基体内部扩展，抑制了裂纹尖端的晶界氧化，从而降低了材料的CGR。而当冷变形后，冷变形主要通过提高屈服强度和晶界残余应变，尤其是晶间碳化物附近的残余应变，一方面加快了蠕变孔洞的生成，降低晶界结合力，另一方面提高裂纹尖端应变速率，进而加速了裂纹扩展。.此外，腐蚀电位和氯离子对冷变形690合金SCC的影响同样显著。在DH环境下，尤其是当DH含量使腐蚀电位位于Ni/NiO相界附近时，应力腐蚀敏感性显著升高。DH通过促进冷变形690合金裂纹尖端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力而对其应力腐蚀开裂具有一定的加速作用。溶解氧（0~2000 ppb）和一定浓度的氯离子（0-300ppb）对690合金应力腐蚀开裂影响不显著。.在模型机理方面，提出了在PWR水化学环境下冷变形690合金SCC的主导机制由材料的机械性能控制。冷变形和晶界碳化物等引起的材料机械性能的改变对SCC的加速作用远大于腐蚀电位和杂质离子等环境因素的影响，，为压水堆核电厂设备的设计制造、运行维护和寿命评估提供理论依据。