Inconel690TT和Incoloy

在压水堆核电站中，蒸汽发生器（SG）位于一、二回路的交界处，将一回路中反应堆产生的热量转移至二回路用于发电，其传热管材在高温高压核电水化学环境中的腐蚀行为直接关系到核电系统的安全性与经济性。上世纪60 年代，普遍采用Inconel600合金（Ni-7Fe-15Cr，质量分数，下同）作为蒸汽发生器的传热管材，但由于其在核电水化学环境中具有较高的应力腐蚀敏感性而逐渐被Cr含量更高的Inconel690合金（Ni-10Fe-29Cr）替代。另一方面，Incoloy800合金（Fe-33Ni-22Cr）由于其更低的成本，是建造先进轻水堆颇具竞争力的传热管材料，并在加拿大CANDU反应堆型、德国Siemens、中国秦山一期和印度的压水堆核电站（PWR）中得到了应用。
迄今，现场运行经验中尚未见与Inconel690和Incoloy800合金腐蚀失效行为相关的报道。虽然Inconel600、Inconel690和Incoloy800合金均为Ni-Cr-Fe系三元合金，但仅通过调整3种合金元素的含量，Inconel690和Incoloy800合金即表现出显著优于Inconel600合金的耐蚀性能，特别是低成本Incoloy800合金仍具有优异的耐蚀性能。因此，有必要深入研究不同合金元素，特别是Ni和Cr在金属高温水腐蚀行为中的作用。
实验所用Inconel690TT合金商用管材，外径19mm，壁厚1.09mm，经1040～1050℃退火，700～725℃的TT处理。实验所用Incoloy800MA合金管材，外径15.88mm，壁厚1.13mm，经980℃光亮退火处理。实验所用Inconel690TT和Incoloy800MA合金管材的化学成分如表1所示。
表1 Inconel690TT和Incoloy800MA合金管材的化学成分（质量分数，%）
合金CrFeMnTiSPNi
690TT29.0210.280.300.330.0010.009余量
800MA21.9043.100.490.460.0010.013
合金CNSiCuCoAl
690TT0.0180.02340.310.0100.0150.16
800MA0.0170.01500.450.0150.0100.28

    经多种方法深入分析了Inconel690TT和Incoloy800MA合金蒸汽发生器管材及其在高温高压水环境中的腐蚀行为。结果表明，沿管材厚度方向从内壁至外壁，Inconel690TT合金管材Σ3晶界偏离理想晶界的程度逐渐增大，Kernel平均取向差（KAM）也逐渐增大，管材外壁为最薄弱区；Incoloy800MA合金管材Σ3晶界偏离理想晶界的程度均匀，且主要集中于0～1°的小偏差范围内，KAM应变的变化也趋于平缓。溶氧的高温纯H2O中，Inconel690TT合金表面腐蚀产物为双层膜结构，外层为富Fe尖晶石与NiO小颗粒，内层膜为NiO相且疏松多孔，不能对基体起到良好的保护作用，局部区域腐蚀深度可达716nm；Incoloy800MA合金表面腐蚀产物为双层膜结构，外层为大颗粒状尖晶石相，内层膜为小颗粒尖晶石相，Cr在内层膜与基体的界面富集，平均腐蚀深度仅约为150nm。相同条件下，溶氧的高温纯H2O中Incoloy800MA合金的内层膜厚度显著小于Inconel690TT合金。因此，在溶氧高温高压纯H2O环境中，Cr发生溶解，Incoloy800MA合金比Inconel690TT合金耐蚀性更优。