Inconel 690合金中晶界及三晶交界类型对碳化物析出的影响

发布时间：2022-01-24 08:49

　　核能作为一种能量密度大、效率高、洁净和可大规模工业生产应用的能源,是能大规模替代化石能源的新能源之一。蒸汽发生器作为核电站的主要构件,为满足其苛刻的使用条件,传热管材料在不同时期经历了奥氏体不锈钢、Inconel600合金和Inconel 690合金。其中690合金被认为是目前最好的第三代压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料。但是690合金在经过长时间的服役后,可能发生与晶界有关的晶间腐蚀和晶间应力腐蚀开裂。其主要原因是富Cr碳化物在晶界处的析出引起了晶界附近Cr的贫化,降低了晶界的耐腐蚀性能。因此为了延长蒸汽发生器传热管的使用寿命及其可靠性,就有必要对690合金进行晶界碳化物相关问题的研究。本工作应用扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射技术（EBSD）、透射电子显微镜（TEM）、SEM原位拉伸技术研究了690合金中三晶交界类型和温度对晶界碳化物析出规律的影响,以及SEM原位拉伸过程中碳化物的变形行为。得出以下结论:（1）690合金经过5%的单一冷轧变形和1100℃的再结晶退火5 min的处理后,可以把低ΣCSL晶界比例提高到75%以上。显著提高了Σ3-Σ3-Σ9、Σ3-Σ9-Σ27、... 

【文章来源】：上海大学上海市 211工程院校

【文章页数】：88 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

压水堆核电站主要组成部分示意图

图 1.2 690 合金在不同温度下时效不同时间后，晶界处析出的碳化物平均尺寸的实验和计算结果[50]（a）650 ℃，（b）700 ℃，（c）715 ℃，（d）800 ℃

图 1.2 690 合金在不同温度下时效不同时间后，晶界处析出的碳化物平均尺寸的实验和计算结果[50]（a）650 ℃，（b）700 ℃，（c）715 ℃，（d）800 ℃

【参考文献】：
期刊论文
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[3]晶界特征对316不锈钢沿晶应力腐蚀开裂裂纹萌生的影响[J]. 张子龙,夏爽,曹伟,李慧,周邦新,白琴.  金属学报. 2016(03)
[4]N含量对690合金显微组织和室温力学性能的影响[J]. 李硕,陈波,马颖澈,高明,刘奎.  金属学报. 2011(07)
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[6]镍基690合金时效过程中晶界碳化物的形貌演化[J]. 李慧,夏爽,周邦新,倪建森,陈文觉.  金属学报. 2009(02)
[7]690合金的晶界特征分布及其对晶间腐蚀的影响[J]. 夏爽,周邦新,陈文觉.  电子显微学报. 2008(06)
[8]国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel 690合金研究现状[J]. 张红斌,李守军,胡尧和,谢锡善,王剑志.  特钢技术. 2003(04)
[9]690合金的显微组织研究[J]. 李强,周邦新.  金属学报. 2001(01)

博士论文
[1]Ni-Cr-Fe合金中晶界偏聚与晶界析出的研究[D]. 李慧.上海大学 2011

硕士论文
[1]金属变形过程中微观组织协调行为的原位研究[D]. 刘宝良.东南大学 2016



本文编号：3606276