核电站蒸汽发生器传热管用Inconel合金在高温高压水中的腐蚀行为研究

发布时间：2018-12-26 19:27

【摘要】：研究了核电站蒸汽发生器传热管用合金材料在模拟压水堆一回路水环境中形成的腐蚀氧化膜,首次获得了原位振动光谱。Inconel 600合金的拉曼谱中存在3个峰,540和610 cm-1拉曼峰源自于表面生成的Cr2O3氧化膜,670 cm-1峰对应于表面生成的Fe Cr2O4尖晶石产物,随着电位的增加,670 cm-1峰的相对强度显著增强。Inconel 690合金的表面氧化膜由Cr2O3构成,不含Ni O或尖晶石成份。Inconel 600合金发生应力腐蚀开裂(SCC)的敏感性与其表面氧化膜的变化存在关联性。Inconel 690合金尚未发现SCC现象,这与其表面生成的稳定的氧化膜有关。
[Abstract]:The corrosion oxide film formed by the alloy material used in the heat transfer tube of steam generator in nuclear power plant is studied. The in situ vibration spectrum is obtained for the first time. There are three peaks in the Raman spectrum of Inconel 600 alloy. The Raman peaks of 540 and 610 cm-1 are derived from the Cr2O3 oxide film formed on the surface, and the 670 cm-1 peak corresponds to the Fe Cr2O4 spinel formed on the surface. The relative strength of the 670 cm-1 peak was significantly enhanced. The oxide film on the surface of Inconel 690 alloy was composed of Cr2O3. The sensitivity of Inconel 600 alloy to stress corrosion cracking (SCC) is related to the change of oxide film on the surface. SCC phenomenon has not been found in Inconel 690 alloy, which is related to the stable oxide film formed on the surface.
【作者单位】： 国核(北京)科学技术研究院核电燃料与材料研究所;国家能源核级锆材研发中心;Department
【分类号】：TG172.82

【参考文献】

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本文编号：2392577