划伤对690TT合金腐蚀和应力腐蚀行为的影响

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	划伤对690TT合金腐蚀和应力腐蚀行为的影响
	孟凡江
学位类型	博士
导师	王俭秋
	2011
学位授予单位	中国科学院金属研究所
学位授予地点	北京
学位专业	腐蚀科学与防护
关键词	690tt 合金划伤诱发应力腐蚀扫描电化学透射电镜滑移台 Alloy 690tt Scratch-induced Stress Corrosion Cracking Secm Tem
摘要	"核电是世界能源的三大支柱之一，是电力工业的重要组成部分。人们对核电这个“终极”能源的认识在不断提高。对于提倡节能、清洁的现代社会来说，核能的发展迫在眉睫。轻水堆核电站常遇到的问题是部件服役过程中的失效，特别是压水堆核电站蒸汽发生器发生的传热管腐蚀破损，其可靠性差是核电站蒸汽供应系统的致命弱点。近年来蒸汽发生器的主要失效形式为应力腐蚀（SCC），常常发生在一些非正常表面，例如表面凹坑、划伤处。现场的案例证明划伤诱发了应力腐蚀，然而这种划伤诱发的应力腐蚀开裂机理还存在较多的疑问。本文通过以模拟核电现场蒸汽发生器管产生的表面划伤为研究对象，旨在对划伤进行表征并对划伤690TT 合金的腐蚀和应力腐蚀机理进行详细的探究，从而深入理解材料表面划伤和服役环境之间的交互作用，以期对今后的科学研究和未来蒸汽发生器传热管的制备与使用提供重要参考。通过自制划伤制备装置模拟了核电现场蒸汽发生器传热管插管时产生划伤过程，利用扫描电镜（SEM）、背散射电子衍射（EBSD）、透射电镜（TEM）和纳米压痕等技术对制作的划伤进行多角度表征。研究发现划伤过程使690TT合金划伤“堤”两侧250m 区域的组织产生了应变硬化，其中的晶粒出现了严重的塑性变形并产生了大量的滑移台阶，部分晶界出现了弯曲和“滑动”。690TT 合金划伤“床”底部严重变形区的KAM 异常高，出现大量集中于晶界的变形带。划伤“堤”因室温下的高塑性变形和高应变速率形成了大量的互相交错机械孪晶；690TT 合金划伤“床”浅表层组织结构出现纳米化，深层组织出现机械孪晶。690TT 合金从划伤“床”到划伤“堤”以及划伤“床”底部依次出现了等轴纳米晶和机械孪晶的层次组织。研究了带有单条划伤的690TT 合金局部电化学行为和氧化行为，发现690TT 合金表面划伤位置在腐蚀过程中被极化到更负的电位而成为局部阳极，划伤区域以外的抛光表面则作为腐蚀过程的阴极。大阴极小阳极的配置，加速了划伤处基体的溶解。在高温纯水中，690TT 合金划伤“床”成为氧化物优先形核并快速生长的位置。划伤“床”底部的纳米晶结构由于储存了大量的变形能而具有很高的电化学活度，是690TT 合金表面出现局部溶解和氧化的主要原因。以带有多划伤的690TT 合金为对象研究了其在酸性NaCl 溶液中的腐蚀行为，发现划伤增加了材料的点蚀敏感性并改变了690TT 合金的吸附行为。划伤“堤”两侧的变形晶界出现了优先选择性溶解，划伤前和预划伤方向接近垂直的晶界成为优先腐蚀位置。划伤过程导致了某些TiN 夹杂断裂进而增加了这些夹杂与基体之间的错配，划伤“堤”两侧的TiN 或TiC 夹杂和基体之间的界面成为优先腐蚀溶解的位置。划伤过程中产生的滑移台阶也出现了优先溶解并在局部产生了隧洞腐蚀，这为应力腐蚀裂纹的萌生提供可能。研究了划伤690TT 合金在高温含Pb 碱溶液中应力腐蚀行为，发现表面划伤的确诱发了690TT 合金应力腐蚀裂纹的萌生和生长。确定了Pb 促进划伤部位的应力腐蚀裂纹的萌生和扩展。随着Pb 浓度、浸泡时间的增加，裂纹长度增加。划伤过程中产生的滑移台阶、微裂纹以及变形晶界都可以成为应力腐蚀裂纹优先萌生的位置。划伤诱发的应力腐蚀裂纹可以在划伤“床”底部的宏观压应力区产生，氧化物生长时产生的楔形力成为在该区域裂纹萌生和扩展的驱动力。通过研究划伤690TT 合金电化学充氢后在模拟一回路含氢水中的电化学行为以及划伤690TT 合金在含氧水中的应力腐蚀行为发现，划伤造成的冷加工改变了690TT 合金的阳极极化行为，划伤和充入的氢相互作用而使钝化电流密度呈现了上百倍的增加。在一回路含氧水中，690TT 合金划伤“床”底部萌生了应力腐蚀裂纹。由于拉伸第一阶段划痕“床”底部应力集中形成机械裂纹，而机械裂纹成为后续恒载过程中应力腐蚀裂纹萌生的先导。应力腐蚀裂纹萌生要求预先在划伤“床”底部产生的机械裂纹尖端接近晶界或者沿着晶界。"
其他摘要	Nuclear power, as one of the three globe energies, is an important part of modern electric power industry. In the context of growing energy demands to fuel economic growth and development, climate change concerns, and volatile fossil fuel prices, as well as improved safety and performance records, more and more countries are expressing interest in, considering, or actively planning for nuclear power. The problems encountered in PWR are component failures during operation. PWR steam generator tubes suffer degradation frequently and the reliability of steam generator tubings should be always considered. In recent years, the main failure mechanisms of steam generators are stress corrosion cracking (SCC). Corrosion of steam generator tubing is often associated with abnormal surface conditions such as surface dents or scratches, which are produced during manufacturing, transportation or assembly process. The field cases demonstrate that surface scratch on Alloy 600 could induce stress corrosion cracking. However, the mechanism of this SCC mode is not well understood until now. The author simulated the scratching process and made some artificial scratches with aims to characterize scratch and study corrosion and SCC behaviors of it. Furthermore, the mechanism of scratch-induced SCC was explored. A better understanding of this mechanism will contribute to both scientific research and practical applications.
文献类型	学位论文
条目标识符	http://ir.imr.ac.cn/handle/321006/64293
专题	中国科学院金属研究所
推荐引用方式 GB/T 7714	孟凡江. 划伤对690TT合金腐蚀和应力腐蚀行为的影响[D]. 北京. 中国科学院金属研究所,2011.