镍基合金inconel690镍合金690化学成分性能密度
Inconel 690简介:
Inconel 690是一种主要用于压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料的合金,是蒸汽发生器的核心技术。
中文名Inconel 690名义成分62Ni-28Cr-10Fe主要特征具有优良的抗腐性能和热稳定性用 途压水反应堆的蒸汽发生器
镍基690合金:
[1-2]
化学成分:
镍基690合金化学成分(质量百分比):

物理性能
退火处理态690合金的物理性能和力学性能:

特殊性能
690合金具有优良的抗晶间腐蚀和抗晶间应力腐蚀开裂的能力,主要用于压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料。压水堆核电站蒸汽发生器传热管用材料经过了一个发展历程,包括304奥氏体不锈钢、600合金、800合金和690合金。对600合金服役中的腐蚀失效研究表明,晶间腐蚀和晶间应力腐蚀开裂是主要问题。690合金作为压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料,从上世纪90年代投入使用以来还没有发现破损的报道。
主要应用
我国已经运行的压水堆核电站机组中,只有秦山一期使用了800合金,秦山二期、大亚湾和岭澳核电站都使用690合金作为蒸汽发生器传热管材料。大部分在建和规划中的压水堆核电站也都采用690合金作为蒸汽发生器传热管材料。但是,国内已经运行的压水堆核电站中用的690合金管基本上都是从国外购买。国外生产690合金管的公司主要有法国Valinox、瑞典Sandvik和日本住友。国内有意生产和已经生产690合金管的公司有久立特材和宝银特种钢管有限公司。
9月25日上午,在广州市南沙区黄阁镇东方电气(广州)重型机器有限公司总装车间,随着东方重机技术人员将宝钢造国产690合金U形管徐徐穿入防城港核电1号机组1号蒸汽发生器“心脏”,完成了核电690合金U形管国产化以来在中国核电机组上的首次成功安装应用。标志着中国核电蒸汽发生器核心首次出现"中国造"。
近30年来,为提高核电站蒸汽发生器换热管的可靠性,避免因早期应力腐蚀泄漏,逐步用Inconel690合金管替代Inconel600合金管。
Inconel690合金管的热处理一般为固溶处理+特殊热处理(TT处理)[1-4],在生产和使用过程中,该材料沿晶界分布或析出碳化物。
有资料[1,5]表明,在碳化物沿晶界析出过程中,特别是Cr23C6在析出过程中会造成晶界附近贫铬,当铬含量低于一定值后造成晶间腐蚀和应力腐蚀。
本文主要研究Inconel690合金经不同温度和时间固溶和TT处理后晶界析出物大小、形貌和分布特征。
1 实验材料和方法
样品材料采用真空感应+电渣重熔工艺生产冶炼,经挤压、冷拔、冷轧至准19.05mm×1.09mm,其主要化学成分(质量分数,%)为:0.22Mn,0.02C,0.06Si,9.48Fe,60.10Ni,29.51Cr,0.30Ti,0.27Al,0.002S,0.005P等。
对冷轧后的Inconel690合金管进行不同温度的固溶处理及TT处理,固溶处理温度为950、1000、1050、1100和1150℃,保温5min,水冷。TT处理工艺分别为600℃×12h、700℃×12h、700℃×24h、700℃×48h、700℃×96h、800℃×12h、800℃×24h、800℃×48h,冷却方式为水冷。
Inconel690合金管的金相组织检测采用MEF4金相显微镜及LEICA-Q500MC型图像分析仪,材料相结构用H800型透射电镜分析,电压为150KV。
2实验结果与分析
2.1固溶处理对晶粒大小的影响
图1为Inconel690合金管经不同温度固溶处理后的微观组织。可以看出,晶粒为等轴晶,当温度低于1100℃时,晶粒尺寸变化不大,随固溶温度的升高,晶内碳化物数量越来越少,晶粒尺寸略有长大,

一般为5~8级。当固溶温度升高到1100℃后,晶粒开始长大,1150℃固溶处理的晶粒度达3~5级。Inconel690合金的组织为奥氏体+少量的碳化物,晶粒内存在大量孪晶,碳化物主要分布在晶内。
另外,在晶粒内还有微量的淡黄色颗粒,颗粒尺寸100~150nm,多呈规则的块状或六边形,经透射电镜确认为Ti(C,N),如图2所示。有资料研究表明,TiN在材料中起到“钉扎”效应,提高材料的强度和耐腐蚀性。
固溶温度越高,合金的扩散能力越强,碳化物越容易溶入基体,故在1050℃以下固溶时,晶内碳化物相对较多。

2.2TT处理对组织的影响
图3为Inconel690合金在不同工艺TT处理后的显微组织。可看出,在图3(a)、(b)、(c)中晶界碳化物数量极少,同时碳化物的尺寸很小。经700℃×48h处理后,晶界析出碳化物数量开始增多,呈小颗粒状,

断断续续分布在晶界上。随TT处理温度的升高和保温时间的延长,碳化物的数量也增加,尺寸变粗大,分布也由断续状到半连续状。
图4和图5为晶界处颗粒的TEM形貌和电子衍射斑点。结果表明:晶界处的颗粒主要为Ti(C,N)和M23C6,其中Ti(C,N)占大部分,在晶界处呈颗粒状存在。Cr23C6在晶界呈长条状,其中Cr含量约92%,可以近似认为是Cr23C6。
资料[1]表明,Cr23C6碳化物主要在晶界、位错和缺陷处形核,形核和长大的过程中,由于碳的扩散能力比铬强,所以碳化物主要因吸收其附近的铬而形成,这就造成了碳化物与基体界面附近处铬浓度下降,出现贫铬区或贫铬带,贫铬区的尺寸与材料的含碳量、使用温度和时间等因素相关。
当贫铬区的含铬量低于临界值时,材料出现应力腐蚀或晶间腐蚀倾向。TT处理的主要目的是通过高温扩散,提高铬的扩散能力,使贫铬区得到回复,增加电极电位和抗腐蚀能力。但本研究表明,晶界的主要析出物为Ti(C,N),由于Ti与C的结合力高于Cr与C的结合力,因此在晶界处大部分C与Ti结合,减少了Cr23C6形成的机会,因此晶界处Ti(C,N)的存在可以减少晶间腐蚀和应力腐蚀。


3结论
(1)Inconel690合金管固溶处理后的组织为奥氏体+少量的碳化物+微量的Ti(C,N)。当固溶温度低于1100℃时,晶粒尺寸变化不大,当固溶温度超过1150℃时,晶粒尺寸迅速增加。因此固溶处理温度建议在1100℃以下。
(2)晶界的颗粒主要为沿晶界析出的Ti(C,N)和M23C6,其数量和尺寸随TT处理温度的升高和保温时间的延长而增加,主要呈断续和半连续状分布。